원자로압력용기 노즐부 구속효과를 고려한 파괴인성 평가

권형도; 이연주; 김동학; 이도환

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자료유형: 학술저널

저자정보: 권형도 (한국수력원자력) 이연주 (한국전력기술) 김동학 (한국수력원자력) 이도환 (한국수력원자력)

저널정보: 한국압력기기공학회 한국압력기기공학회 논문집 한국압력기기공학회 논문집 제15권 제1호

발행연도: 2019.6

수록면: 71 - 76 (6page)

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Actual stress distributions in the nozzle of a pressure vessel may not be in plane strain condition, implying that the crack-tip constraint condition may be relaxed in the nozzle. In this paper, a methodology for evaluating the fracture toughness of the ASME Code is presented considering the relaxation of the constraint effect in the nozzle of the reactor pressure vessel. The crack-tip constraint effect is quantified by the T-stress. The equation, which represent the relation between the fracture toughness in the lower constraint condition and the plane strain fracture toughness, is derived using the T-stress. This equation is similar to the method for evaluating the fracture toughness of the Master Curve for low constraint conditions. As a result of evaluating the fracture toughness considering the constraint effect in the reactor inlet, outlet and direct injection nozzles using the proposed equation, it was confirmed that the fracture toughness in the nozzles is higher than the plane strain fracture toughness. Applying the proposed evaluation methodology, it is possible to reflect the relaxation of the constraint effect in the nozzles of the reactor pressure vessel, therefore, the safe operation area on the pressure-temperature limit curve can be prevented from being excessively limited.

#Constraint Effect(구속효과) #Fracture Toughness(파괴인성) #Nozzle(노즐) #Pressure-Temperature Limits Curve(압력-온도 제한 곡선) #T-stress(T-응력)

참고문헌 (22)

참고문헌 신청

2017 / 10 CFR　Appendix G to Part 50, 2017, Fracture Toughness Requirements / Nuclear Regulatory Commission

2013 / ASME BPVC Section XI, Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components / American Society of Mechanical Engineers

2014 / RIS-2014-11, Information on licensing applications for fracture toughness requirements for ferritic reactor coolant pressure boundary components / U.S. Nuclear Regulatory Commission

1972 / WRC Bulletin No. 175, PVRC Recommendations on toughness requirements for ferritic materials / Welding Research Council

USNRC / 2012 / Extended Beltline Technical Approach

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