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논문 기본 정보

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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제45권 제3호
발행연도
2013.1
수록면
277 - 294 (18page)

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In the early 1980s, attention focused on the possibility that pressurized thermal shock (PTS) events could challenge the integrity of a nuclear reactor pressure vessel (RPV) because operational experience suggested that overcooling events, while not common, did occur, and because the results of in-reactor materials surveillance programs showed that RPV steels and welds, particularly those having high copper content, experience a loss of toughness with time due to neutron irradiation embrittlement. These recognitions motivated analysis of PTS and the development of toughness limits for safe operation. It is now widely recognized that state of knowledge and data limitations from this time necessitated conservative treatment of several key parameters and models used in the probabilistic calculations that provided the technical of the PTS Rule, 10 CFR 50.61. To remove the unnecessary burden imposed by these conservatisms, and to improve the NRC’s efficiency in processing exemption and license exemption requests, the NRC undertook the PTS re-evaluation project. This paper provides a synopsis of the results of that project, and the resulting Alternate PTS rule, 10 CFR 50.61a.
#Pressurized Thermal Shock #Nuclear Reactor Pressure Vessel #Embrittlement

목차

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참고문헌 (31)

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/ / Report of the President’s Commission on the Accident at Three Mile Island google schola / / Theoretical Possibilities and Consequences of Major Accidents in Large Nuclear Power Plants google schola / 1975 / The Reactor Safety Study google schola / 1982 / Pressurized Thermal Shock / U.S. Nuclear Regulatory Commission google schola / 1986 / Safety Goals for the Operations of Nuclear Power Plants: Policy Statement / 51 FR 28044, August 4, 1986, and 51 FR 30028 google schola

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