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자료유형
학술저널
저자정보
박재학 (충북대학교 안전공학과) 박상윤 (충북대학교 안전공학과)
저널정보
한국안전학회 한국안전학회지 한국안전학회지 제16권 제4호
발행연도
2001.1
수록면
29 - 38 (10page)

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The purpose of this paper is to evaluate the structural integrity of a reactor pressure vessel subjected to the pressurized thermal shock(PTS) during the transient events, such as main steam line break(MSLB) and small break loss of coolant accident(SBLOCA). For postulated surface or subsurface cracks, variation curves of stress intensity factor are obtained by using the three different methods, including ASME section XI code anlysis, the finite element alternating method and the finite element method. From the stress intensity factor curves, the maximum allowable nil-ductility transition temperatures(RT/NDT/) are determined by the tangent criterion and the maximum criterion for various crack configurations and two initial transient events. As a result of the analysis, it is noted that axial cracks have smaller maximum allowable RT$_{NDT}$ values than same-sized circumferential cracks for both the transient events in the case of the tangent criterion. Axial cracks have smaller RT$_{NDT}$ values than same-sized circumferential cracks for MSLB and circumferential cracks have smaller values than axial cracks for SBLOCA in the case of the maximum criterion.
#Pressurized thermal shock #FEM #fracture toughness #stress intensity factor

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