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NTIS 바로가기주관연구기관 | 성균관대학교 SungKyunKwan University |
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연구책임자 | 김문기 |
보고서유형 | 최종보고서 |
발행국가 | 대한민국 |
언어 | 한국어 |
발행년월 | 2019-12 |
과제시작연도 | 2018 |
주관부처 | 과학기술정보통신부 Ministry of Science and ICT |
등록번호 | TRKO202000003681 |
과제고유번호 | 1711077620 |
사업명 | 원자력연구기반확충사업(R&D) |
DB 구축일자 | 2020-07-29 |
키워드 | 크리프-피로 손상.ASME-NH 코드 케이스.소듐냉각고속원자로.크리프 단속 시험법.유한요소해석.Creep-Fatigue Damage.ASME-NH Code Case.Sodium-cooled Fast Reactor.Creep Interruption Test.Finite Element Analysis. |
- 차세대 원전은 고온, 상압의 가동 조건을 갖기 때문에 크리프-피로 손상이 중요함.
- ASME-NH 및 RCC-MRx 코드에서 제시하는 크리프-피로 손상기준은 그 신뢰성에 의문이 제기됨.
- 기존 시험법의 한계로 인해 코드에서 제시하는 크리프-피로 손상기준의 개선에는 한계가 있음.
- 기존 시간분율 시험법의 한계를 개선하기 위해 차세대 크리프-피로 손상 평가기술을 개발함.
- 차세대 크리프-피로 손상 평가기술은 크리프 단속 피로 시험법을 활용하여 기존 시험법으로는 얻기 힘든 크리프 손상이 지배적인 영역의 크
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