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대한기계학회 대한기계학회 논문집 A권 대한기계학회논문집 A권 제26권 제11호
발행연도
2002.11
수록면
2,219 - 2,227 (9page)

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In a nuclear power plant, reactor pressure vessel (RPV) is the primary pressure boundary component that must be protected against failure. The neutron irradiation on RPV in the beltline region, however, tends to cause localized damage accumulation, leading to crack initiation and propagation which raises RPV integrity issues. The objective of this paper is to estimate the integrity of RPV under hot leg leaking accident by applying the finite element analysis. In this paper, a parametric study was performed for various crack configurations based on 3-dimensional finite element models. The crack configuration, the crack orientation, the crack aspect ratio and the clad thickness were considered in the parametric study. The effect of these parameters on the maximum allowable nil-ductility transition reference temperature (RT,NDT) was investigated on the basis of finite element analyses.

목차

Abstract

1.서론

2.유한요수해석

3.유한요소해석 결과

4.최대 허용 RT_NDT의 평가

5.결론 및 고찰

후기

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