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논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
이형연 (한국원자력연구원) 이재한
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 논문집 A권 대한기계학회논문집 A권 제34권 제1호
발행연도
2010.1
수록면
103 - 110 (8page)

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이 논문의 연구 히스토리 (2)

2010

Mod.9Cr-1Mo 강 광판의 고온 균열성장 평가
이형연 ,  김종범 ,  이재한 대한기계학회 춘추학술대회 2010.04 학술대회자료
Mod.9Cr-1Mo 강 구조의 크리프-피로 균열 거동 평가법 개발
이형연 ,  이재한 대한기계학회 논문집 A권 2010.01 학술저널

초록· 키워드

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본 연구에서는 프랑스의 RCC-MR A16 절차에 기초하여 Mod.9Cr-1Mo 강(ASME Grade 91) 구조의 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 확장 개발하였다. 현재의 A16 지침은 오스테나이트 스테인리스강에 대해서만 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 제시하고 있지만, 현재 초초임계(USC) 화력발전소는 물론 미래형 원자로 시스템의 구조재료로서 폭넓게 채택되고 있는 Mod.9Cr-1Mo 강에 대한 지침은 제시하지 않고 있다. 본 연구에서는 FMS(페리틱-마르텐사이트강)에 대한 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 제시하고 있고, 구조물에 대한 크리프-피로 균열 거동 평가를 수행하였다. 평가결과는 구조시험을 수행한 결과 얻은 관찰 이미지와 비교하였다.
#Creep-Fatigue(크리프-피로) #Crack Growth(균열 성장) #Crack Initiation(균열 개시) #Mod.9Cr-1Mo Steel(수정 9Cr-1Mo 강) #High Temperature Component(고온 기기)

목차

초록
Abstract
1. 서론
2. 결함평가 기술기준 A16 의 개발 현황
3. 크리프-피로 균열성장 평가
4. Mod.9Cr-1Mo 강 구조의 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가
5. 결론
감사의 글
참고문헌

참고문헌 (18)

참고문헌 신청
1. [보고서] - Hahn, D-H / 2007 / KALIMER-600 Conceptual Design Report google schola 2. [기타자료] - ASME Boiler / 2007 / Section III, Rules for Construction of Nuclear Power Plant Components, Div. 1, Subsection NH, Class 1 Components in Elevated Temperature Service / ASME google schola 3. [기타자료] - RCC-MR / 2007 / Design and Construction Rules for Mechanical Components of Nuclear Installations / AFCEN google schola 4. [기타자료] - / 1999 / High Temperature Structural Design Guideline for Fast Breeder Demonstration Reactor (draft) / JAPC google schola 5. [기타자료] - RCC-MR / 2007 / Technical Appendix 16, Design and Construction Rules for Mechanical Components of Nuclear Installations / AFCEN google schola

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