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논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
Joswhite Ondabu Maragia (KenGen) Ihn Namgung (KEPCO International Nuclear Graduate School)
저널정보
한국압력기기공학회 한국압력기기공학회 논문집 한국압력기기공학회 논문집 제15권 제2호
발행연도
2019.12
수록면
1 - 8 (8page)

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The integrity of the Reactor Pressure Vessel (RPV) is affected by the neutrons bombarding the vessel wall leading to embrittlement. This irradiation-induced embrittlement leads to reduction in the fracture toughness of RPV materials. This paper presents a comparative study of typical Optimized Power Reactor (OPR)1000 reactor pressure-temperature (P-T) limit curves using the pre-2006 American Society of Mechanical Engineers (ASME) editions used in the power plant and the current ASME edition of 2010. The current ASME Code utilizes critical reference stress intensity factor based on the lower bound of static, while the Pre-2006 ASME editions are based the critical reference stress intensity factor based on the lower bound of static, dynamic and crack arrest. Model-Based Systems Engineering approach was used to evaluate ASME Code Section XI Appendix G for generating the P-T limit curves. The results obtained from this analysis indicate decrease in conservatism in P-T limit curves constructed using the current 2017 ASME code, which can potentially increase operational flexibility and plant safety. Hence it is recommended to use ASME code edition after 2006 be used in all operating nuclear power plants (NPPs) to establish P-T limit curve.
#Typical OPR1000 Unit #Model-Based Systems Engineering #curve #P-T limit curve

목차

ABSTRACT
1. Introduction
2. Project Planning and Control
3. System Engineering Processes
4. Verification and validation process
5. OPR1000 Reactor and Material Properties
6. Modelling and Calculations
7. Results and discussions
8. Conclusions
References

참고문헌 (9)

참고문헌 신청
2017 / 10CFR50 Appendix G, "Fracture Toughness Requirement" / U.S. Nuclear Regulatory Commission google schola 2017 / ASME BPVC Section XI Appendix G, "Fracture Toughness Criteria for Protection against Failure" / American Society of Mechanical Engineers google schola Ronald Gamble / 2012 / A Risk-Informed Methodology for ASME Section XI, Appendix G / Journal of Pressure Vessel Technology 134(3) Crossref Alexander Kossiakoff / 2015 / System Engineering Principals and Practice / INCOSE, 2015 google schola 2017 / 10CFR50 Appendix A, "General Design Criteria for Nuclear Power Plants" / U.S. Nuclear Regulatory Commission google schola

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