초록 ▼

○ 원자로용기 조사취화 안전성 보증기술개발
- 표준원전 원자로용기강 고선량 조사취화 DB 및 파괴인성 분포특성 정량평가기술 확보
- 국내재료 고유특성이 반영된 확률론적 PTS 평가코드 PROFAS-RV 개발
- 원전수 환경에서 Type 347 S/S강의 피로균열성장속도 평가자료/모델 개발
○ 원전 니켈합금 부식균열 평가 및 예측모델 개발
- 인가응력, 변형량, 온도, 수소농도인자 반영 Alloy 690 PWSCC 성장예측식 확보
- 납, 염소, 황의 영향 정량화를 통한 Alloy 690의 ODSCC

○ 원자로용기 조사취화 안전성 보증기술개발
- 표준원전 원자로용기강 고선량 조사취화 DB 및 파괴인성 분포특성 정량평가기술 확보
- 국내재료 고유특성이 반영된 확률론적 PTS 평가코드 PROFAS-RV 개발
- 원전수 환경에서 Type 347 S/S강의 피로균열성장속도 평가자료/모델 개발
○ 원전 니켈합금 부식균열 평가 및 예측모델 개발
- 인가응력, 변형량, 온도, 수소농도인자 반영 Alloy 690 PWSCC 성장예측식 확보
- 납, 염소, 황의 영향 정량화를 통한 Alloy 690의 ODSCC 민감인자 도출
- Weibull 분포를 이용한 전열관 ODSCC 발생 추세분석 기법 확보
○ 재료 열화손상 조기진단 신기술 개발
- 전열관 곡관부 정밀진단용 신형 탐촉자 최초 개발, 결함 검출성능 35% 향상
- 배관 비선형초음파 진단시스템 구축, 미세결함 신호의 비선형성 확인 성공
- 매설배관 장거리 유도초음파 검사기술 개발, 미소결함(<2%) 탐지성능 검증완료
○ 전산모사 기반 재료손상 예측기술 개발
- 원자로 구조재료 손상예측 (조사경화, 편석, 스웰링) 전산코드 3건 개발
- 중성자 조사재료 특성 분석 신기술 (원자탐침, 마이크로 역학) 구축
- 원자력재료 종합정보시스템 (MD-Portal) 플랫폼 구축 및 대외 공개
○ 냉각계통 재료열화 완화 신기술 개발
- 용출완화 표면개량기술 개발 및 1.5~4배의 용출완화 성능 달성
- 수화학 개선, 피복관 표면상태 개량기술 개발 및 4배의 부식생성물 부착완화 성능 입증
- 튜브시트 2차측 표면에 Alloy 690을 클래딩하는 덴팅 방지 신기술 개발

(출처 : 서지정보양식 128p)

Abstract ▼

○ Development of safety assurance technology against radiation embrittlement of reactor pressure vessel
- Embrittlement database on high fluence neutron irradiation and probabilistic evaluation model of fracture toughness distribution for RPV steels of KSNPP
- Development of probabilistic fra

○ Development of safety assurance technology against radiation embrittlement of reactor pressure vessel
- Embrittlement database on high fluence neutron irradiation and probabilistic evaluation model of fracture toughness distribution for RPV steels of KSNPP
- Development of probabilistic fracture mechanics PTS analysis code by considering the characteristics of domestic reactor materials
- Database and evaluation model for analysis of fatigue crack growth rate properties for Type 347 stainless steels under PWR water conditions
○ Evaluation and model development of corrosion cracking of Ni base alloys for nuclear power plants
- Development of PWSCC growth rate curve of Alloy 690 based on residual strain, temperature and dissolved hydrogen content
- Development of ODSCC susceptibility factor by evaluating effect of Pb, Cl, and S
- Development ODSCC evolution prediction by using Weibull distribution
○ Development of advanced technology for early diagnosis of material degradation and damage
- Development of advanced eddy current probe for precise diagnosis of u-bend region in steam generator tube, with improved performance of defect detection by 35%
- Establishment of non-linear ultrasonic diagnosis system, and successful verification of nonlinear characteristic of signal from micro-crack
- Development of guide wave diagnosis system for long range buried pipe, and verification of detection performance for micro-defect of corrosion less than 2% in pipe weld
○ Development of technology for predicting materials damage based on computer simulation
- Development of three computer simulation codes for predicting radiation damage to reactor materials, including radiation hardening, segregation and swelling
- Establishment of novel technology for analyzing neutron-irradiated materials (Atom probe, micro-mechanical test)
- Setup of MD-Portal (Materials Data) site and its open to the public
○ Development of advanced mitigation technology for material degradation in coolant system
- Development of SG tube surface modification technology for corrosion release mitigation
- Development of fuel tube surface modification technology for crud deposition mitigation
- Development of denting prevention technology by Alloy 690 cladding on a tubesheet of SG

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 129p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요 약 문 ... 7
• SUMMARY ... 15
• CONTENTS ... 26
• 목차 ... 27
• 표목차 ... 28
• 그림목차 ... 29
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 31
• 제1절 연구개발의 필요성 ... 33
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 39
• 제1절 국외 연구개발 동향 및 기술수준 ... 41
• 제2절 국내 연구개발 동향 및 기술수준 ... 45
• 제3절 현기술상태의 취약성 ... 48
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 51
• 제1절 원자로용기 조사취화 안전성 보증기술 개발 ... 53
• 제2절 원전 니켈합금 부식균열 평가 및 예측모델 개발 ... 57
• 제3절 재료 열화손상 조기진단 신기술 개발 ... 61
• 제4절 전산모사 기반 재료손상 예측기술 개발 ... 67
• 제5절 냉각계통 재료열화 완화 신기술 개발 ... 70
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 77
• 제1절 연도별 목표 및 달성도 ... 79
• 제2절 관련분야 기술발전에의 기여도 ... 95
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 99
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 106
• 제7장 연구개발성과의 보안등급 ... 110
• 제8장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 114
• 제9장 연구개발과제 수행에 따른 연구실 등의 안전조치 이행 실적 ... 118
• 제10장 참고문헌 ... 122
• 서지정보양식 ... 128
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 129
• 끝페이지 ... 130