Abstract
Applicability of crack arrest load measured from the Charpy V-notch impact test has been investigated to predict the fracture toughness of nuclear reactor pressure vessel (RPV) steels (ASME SA508 Cl.3). The temperature dependence of the crack arrest load was well described by the type of exponential function characterized by an index temperature at which the crack arrest load is 2kN. The specific index temperature, which also well correlated with $T_{NDT}\;and\;T_{41J}$ is expected to be representative index temperature characterizing the crack arrest fracture toughness of RPV steels. Also, the crack arrest load correlated well with the stable crack length measured from the fracture surface. From the measurements of the crack arrest load and the stable crack length, the lower bound fracture toughness, $K_{Ia}$ of RPV steels could be predicted with sufficient accuracy.
샤피 V-노치 충격 하중-변위 곡선으로부터 얻은 균열정지하중을 이용하여 원자로압력용기강의 균열정지파괴인성($K_{Ia}$)을 예측할 수 있는 방법을 모색하고 그 타당성을 고찰하였다. 샤피충격 하중-변위 곡선으로부터 얻은 균열정지하중값의 변화는 특성온도로 보정된 지수함수의 형태로 잘 표현될 수 있었다. 특성온도 $T_{Pa=2kN}$은 실험적인 무연성천이온도($T_{NDT}$) 및 $T_{41\;J}$과 높은 상관성을 나타냈으며, 원자로압력용기강의 균열정지파괴인성을 표현하는 새로운 특성온도로 사용할 수 있을 것으로 판단되었다. 또한 균열정지하중값의 변화는 파면으로부터 측정된 안정균열길이의 변화와 매우 높은 상관성을 나타내었다. 따라서 무딘 노치를 갖는 시편에 대한 계장화샤피충격시험을 통하여 균열정지하중 및 안정균열길이를 측정하믈써 비교적 정확하게 원자로압력용기강에 대한 하한값의 파괴인성치($K_{Ia}$)를 평가하는 것이 가능한 것으로 판단되었다.
