Grade 91 강의 고온 균열진전 실험 결과와 설계 물성치의 비교

이형연; 김우곤; 김낙현

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저자정보: 이형연 (한국원자력연구원) 김우곤 (한국원자력연구원) 김낙현 (한국원자력연구원)

저널정보: 대한기계학회 대한기계학회 논문집 A권 대한기계학회논문집 A권 제39권 제1호

발행연도: 2015.1

수록면: 27 - 35 (9page)

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본 연구에서는 피로 하중 및 크리프 하중을 받는 Mod.9Cr-1Mo (ASME Grade 91)강 시편에 대한 일련의 실험결과로부터 재료물성치인 고온 균열진전 모델을 개발하였다. 이 균열진전 모델은 크리프-피로하중을 받는 균열체의 결함평가에 사용되는 물성치이다. 한국원자력연구원이 수행한 일련의 피로 균열진전(FCG) 속도 실험 및 크리프 균열진전(CCG) 속도 실험 결과로부터 균열진전 모델을 결정하고, 이를 프랑스의 고온 설계 기술기준인 RCC-MRx 와 비교함으로써 설계 물성치의 보수성에 대해 검토하였다. RCC-MRx 는 FCG 모델 및 CCG 모델을 Section III Tome 6 에서 제공하고 있는데, 실험으로부터 결정한 균열진전 모델과 비교한 결과 RCC-MRx 의 FCG 모델은 보수적인 것으로 나타난 반면 CCG 모델은 비보수적인 것으로 나타나 동 물성치에 대한 검증이 필요한 것으로 나타났다. 또한 본 연구에서는 기계적 강도 및 크리프 시험결과에 대해서도 RCC-MRx 의 물성치와 비교 및 분석하였다.

#Grade 91 Steel(Grade 91 강) #Fatigue Crack Growth(피로균열진전) #Creep Crack Growth(크리프 균열진전) #Creep(크리프) #Welded Joint(용접접합부) #Sodium-Cooled Fast Reactor(소듐냉각고속로)

참고문헌 (18)

참고문헌 신청

1. [학술지(정기간행물)] - Kim, Y. I. / 2013 / Design Concept of Advanced Sodium-Cooled Fast Reactor and Related R&D in Korea / Science and Technology of Nuclear Installations 2013

2. [학술지(정기간행물)] - Lee, H. Y. / 2007 / Creep-Fatigue Damage for a Structure with Dissimilar Metal Welds of Mod 9Cr-1Mo and 316L Stainless Steel / International Journal of Fatigue 29 : 1868 ~ 1879

3. [학술지(정기간행물)] - Lee, H. Y. / 2010 / Evaluation of Creep-Fatigue Damage for Hot Gas Duct Structure of the NHDD Plant / Journal of Pressure Vessel Technology, Transactions of ASME 132 (2) : 1 ~ 8

4. [기타자료] - / 2013 / ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III, 2013, Rules for Construction of Nuclear Power Plant Components, Div. 1, Subsection NH, Class 1Components in Elevated Temperature Service / ASME

5. [기타자료] - / 2012 / RCC-MRx, Section III Subsection B, Class 1 N1RX, 2012, Reactor Components Its Auxiliary Systems and Supports, 2012 Edition / AFCEN

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