원자로 직접주입노즐의 피로평가에 미치는 응력집중계수의 영향

김태순; 이재곤

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자료유형: 학술저널

저자정보: 김태순 (한국수력원자력[주] 원자력발전기술원) 이재곤 (한국수력원자력[주] 원자력발전기술원)

저널정보: 한국안전학회 한국안전학회지 한국안전학회지 제25권 제6호

발행연도: 2010.1

수록면: 53 - 59 (7page)

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A fatigue damage caused by cyclic load is considered as one of the important failure mechanisms that threaten the integrity of structures and components in a nuclear power plant. In ASME code section III NB, the fatigue analysis procedure and standard S-N curves for the class 1 components are described and these criteria should be met at the design step of components. As the current ASME S-N curves are based on the very conservative assumptions such as a local stress concentration effect, immoderate transient frequencies and a constant Young's modulus, however, they can not precisely address the fatigue behavior of components. In order to find out the technical solution for these problems, a number of researches and discussion have been carried out continuously at home and abroad over the decades. In this study, detailed fatigue analyses for DVI nozzle with various mesh density of finite elements were performed to evaluate effect of stress concentration factors on the fatigue analysis procedure and the excessive conservatism of stress concentration factors are confirmed through the analysis results.

#fatigue analysis #DVI #direct vessel injection) nozzle #stress concentration factor #alternative stress intensity #S-N curve #CUF #cumulative usage factor)

참고문헌 (9)

참고문헌 신청

1998 / Rules for Construction of Nuclear Power Plant Component / ASME B&PV Code Section III

A. C. Thadani / 1999 / Closeout of Generic Safety Issue 190:Fatigue Evaluation of Metal Components for 60 Year Plant Life / USNRC Memorandum

S. Majumdar / 1993 / Interim Fatigue Design Curves for Carbon,Low-alloy,and Austenitic Stainless Steel in LWR Environments / NUREG/CR-5999

A.G. Ware / 1995 / Application of NUREG/CR-5999 Interim Fatigue Curves to Selected Nuclear Power Plant Components / NUREG/ CR-6260

J. Keisler / 1995 / Fatigue Strain-Life Behavior of Carbon and Low-Alloy Steels, Austenitic Stainless Steels, and Alloy 600 in LWR Environments / NUREG/CR-6335

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주요연구분야 공학 > 기타공학 > 안전공학

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