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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2013.1
- 수록면
- 207 - 212 (6page)
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APR1000(Advanced Power Reactor 1000)은 기존의 OPR1000(Optimized Power Reactor 1000)에 60년 설계수명, 국부주파수제어운전, 0.3g 안전정지지진하중 적용 등의 향상된 설계특성(Advanced Design Feature)을 적용하여 개선한 수출형 1000MW 원전이다. 이 논문에서는 Reg. Guide 1.207에서 요구하는 원자로냉각재 환경을 고려한 피로 평가를 원자로용기에 대하여 평가하였다. 원자로용기에서 비교적 누적사용계수가 높은 출구노즐을 대상으로 평가를 수행하였으며 출구노즐은 구조적 건전성을 만족하는 것으로 평가되었다.
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참고문헌 (8)
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American Society of Mechanical Engineers / 2007 / Rules for Construction of Nuclear Power Plant Components, Section III, ASME Boiler and Pressure Vessel Code
Chopra, O.K. / 2007 / Effect of LWR Coolant Environments on the Fatigue Life of Reactor Materials : 1 ~ 4
Higuchi, M / 2004 / Evaluation of Fatigue Damage on Operating Plant Components in LWR Water / ASME PVP 480 : 129 ~ 138
Higuchi, M / 2008 / Comparisons of Environmental Fatigue Evaluation Methods in LWR Water / Proceedings of the ASME 2008 Pressure Vessels and Piping Division Conference : PVP2008 ~
Johnson, R.E. / 1989 / Comparison of Finite Element Methods for Determining Stress Indices in Reactor Vessel Nozzles / 4th KAIF/KNS Annual Conference, International Symposium on Pr
Chopra, O.K. / 2007 / Effect of LWR Coolant Environments on the Fatigue Life of Reactor Materials : 1 ~ 4
Higuchi, M / 2004 / Evaluation of Fatigue Damage on Operating Plant Components in LWR Water / ASME PVP 480 : 129 ~ 138
Higuchi, M / 2008 / Comparisons of Environmental Fatigue Evaluation Methods in LWR Water / Proceedings of the ASME 2008 Pressure Vessels and Piping Division Conference : PVP2008 ~
Johnson, R.E. / 1989 / Comparison of Finite Element Methods for Determining Stress Indices in Reactor Vessel Nozzles / 4th KAIF/KNS Annual Conference, International Symposium on Pr
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