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이기범 (서울과학기술대학교) 장윤영 (서울과학기술대학교) 허남수 (서울과학기술대학교) 박성훈 (브이이엔지) 박노환 (브이이엔지) 박준 (브이이엔지)
저널정보
한국압력기기공학회 한국압력기기공학회 논문집 한국압력기기공학회 논문집 제17권 제1호
발행연도
2021.6
수록면
36 - 48 (13page)

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As the material aging of nuclear power plants has been progressing in domestic and overseas, crack growth becomes one of the most important issues. In this respect, the crack growth assessment has been considered an essential part of structural integrity. The crack growth assessment for nuclear power plants has been generally performed based on ASME B&PV Code, Sec. XI but the idealization of crack shape and the conservative solutions of stress intensity factor (SIF) are used. Although finite element analysis (FEA) based on iterative crack growth analysis is considered as an alternative method to simulate crack growth, there are yet no guidelines to model the crack-tip spider-web mesh for such analysis. In this study, effects of various meshing factors on FE SIF calculation are systematically examined. Based on FEA results, proper criteria for spider-web mesh in crack-tip are suggested. The validation of SIF calculation method through mapping initial stress field is investigated to consider initial residual stress on crack growth. The iterative crack-tip modeling program to simulate crack growth is developed using the proposed criteria for spider-web mesh design. The SIF results from the developed program are validated by comparing with those from technical reports of other institutes.
#Finite element analysis (유한요소해석) #Stress intensity factor (응력확대계수) #Crack growth (결함 성장) #Crack-tip modeling (결함선단 모델링)

목차

ABSTRACT
1. 서론
2. 응력확대계수 민감도 분석을 통한 결함 모델링 기준 제시
3. 초기 응력장 맵핑을 통한 응력확대계수 계산의 타당성
4. 반복 결함 모델링 프로그램
5. 결론
참고문헌

참고문헌 (15)

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부명환 / 2017 / 원전 피로 감시 시스템 개발 및 적용 현황 / 한국압력기기공학회 논문집 13(2):1~18 dbpia EPRI / 1994 / PWSCC of Alloy 600 Materials in PWR Primary System Penetrations google schola USNRC / 2014 / Managing PWSCC in Butt Welds by Mitigation and Inspection google schola Cipolla, R. C. / 2003 / Flaw Evaluation Procedures and Acceptance Criteria for Nuclear Components in ASME Code Section XI / Proc. of ASME 2003 PVP Conference google schola Jong Sung Kim / 2016 / Investigation on the Studies for Welding Residual Stresses in Nuclear Components / Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping 12(1):30~40 dbpia

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