원자로 노심 쉬라우드의 조사유기응력부식균열 민감도 예비 분석

김종성; 박창제

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자료유형: 학술저널

저자정보: 김종성 (세종대학교) 박창제 (세종대학교)

저널정보: 한국압력기기공학회 한국압력기기공학회 논문집 한국압력기기공학회 논문집 제15권 제2호

발행연도: 2019.12

수록면: 58 - 63 (6page)

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This paper presents preliminary analysis and results on IASCC sensitivity of a core shroud in the reactor pressure vessel. First, neutron irradiation flux distribution of the reactor internals was calculated by using the Monte Carlo simulation code, MCNP6.1 and the nuclear data library, ENDF/B-VII.1. Second, based on the neutron irradiation flux distribution, temperature and stress distributions of the core shroud during normal operation were determined by performing finite element analysis using the commercial finite element analysis program, ABAQUS, considering irradiation aging-related degradation mechanisms. Last, IASCC sensitivity of the core shroud was assessed by using the IASCC sensitivity definition of EPRI MRP-211 and the finite element analysis results. As a result of the preliminary analysis, it was found that the point at which the maximum IASCC sensitivity is derived varies over operating time, initially moving from the shroud plate located in the center of the core to the top shroud plate-ring connection brace over operating time. In addition, it was concluded that IASCC will not occur on the core shroud even after 60 years of operation (40EFPYs) because the maximum IASCC sensitivity is less than 0.5.

#Core Shroud(노심 쉬라우드) #Reactor Internals(원자로 내부구조물) #IASCC(조사유기응력부식균열) #Sensitivity Analysis(민감도 분석) #Finite Element Analysis(유한요소 해석)

참고문헌 (12)

참고문헌 신청

USNRC / 2010 / Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report

Ju. Dudra / 2010 / Lifetime analysis of wwer reactor pressure vessel internals concerning material degradation / Strength of Materials 42(1):51~57

M. Brumovsky / 2018 / Evaluation of Reactor Internals Integrity and Lifetime according to the NTD ASI / Proceedings of ASME PVP 2018

H. Hanninen / 1988 / Environment-Sensitive Cracking of Reactor Internals / Proceedings of the 3rd Int. Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems

O.K. Chopra / 2011 / A review of irradiation effects on LWR core internal materials – IASCC susceptibility and crack growth rates of austenitic stainless steels / Journal of Nuclear Materials 409(3):235~256

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