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학술저널
저자정보
김우곤 (한국원자력연구원) 김종민 (한국원자력연구원) 김민철 (한국원자력연구원)
저널정보
한국압력기기공학회 한국압력기기공학회 논문집 한국압력기기공학회 논문집 제16권 제1호
발행연도
2020.6
수록면
49 - 55 (7page)

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Creep rupture data for Alloy 690 steam generator tubes in a pressurized water reactor are essentially needed to demonstrate a severe accident scenario on thermally-induced tube failures caused by hot gases in a damaged reactor core. The rupture data were obtained using the tube specimens under different applied-stress levels at 650˚C, 700˚C, 750˚C, 800˚C, and 850˚C. Important creep constants were proposed using various creep laws in terms of Norton power law, Monkman-Grant (M-G) relation, damage tolerance factor (λ), and Zener-Hollomon parameter (Z). In addition, a creep activation energy (Q) value for Alloy 690 tube was reasonably determined using experimental data. Creep behaviors such as creep strength, creep rates, rupture elongation showed the results of temperature dependence well. Modified M-G plot improved a correlation of the creep rate and rupture life. Damage tolerance factor for Alloy 690 tubes was found to be λ =2.20 in an average value. Creep activation energy for Alloy 690 tube was optimized for Q=350 (kJ/mol). A plot of Z parameter obeyed a good linearity, and the same creep mechanism was inferred to be operative in the present test conditions.
#Steam generator tube(증기발생기 전열관) #Alloy 690(690 합금) #Creep rupture(크리프 파단) #Creep rate(크리프 속도) #Creep activation energy(크리프 활성화 에너지)

목차

ABSTRACT
1. 서론
2. 실험 방법
3. 결과 및 고찰
4. 결론
참고문헌

참고문헌 (10)

참고문헌 신청
USNRC / 1998 / Risk Assessment of Severe Accident-Induced Steam Generator Tube Rupture google schola Sancaktar, S. / 2016 / Consequential SGTR Analysis for Westinghouse and Combustion Engineering Plants with Thermally Treated Alloy 600 and 690 Steam Generator Tubes google schola Publication Number SMC – 079 google schola 김종민 / 2019 / Alloy 690 증기발생기 전열관 재료의 크리프 거동 평가 / 한국압력기기공학회 논문집 15(2):64~70 dbpia Kim, W.G / 2015 / Creep Deformation and Rupture Behavior of Alloy 617 / Eng. Fail. Anal 58:441~451 google schola

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