Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A (대한기계학회논문집A)

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Development of User Subroutine Program Considering Effect of Neutron Irradiation on Mechanical Material Behavior of Austenitic Stainless Steels

중성자 조사에 따른 오스테나이트 스테인리스 강의 기계적 재료거동 변화를 고려한 사용자 정의 보조 프로그램 개발

  • Received : 2013.05.16
  • Accepted : 2013.07.17
  • Published : 2013.09.01
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Abstract

The failure of reactor internals may have a significant effect on the safe operation and shutdown of a reactor. Various agings related to neutron irradiation occur or can potentially occur in the reactor internals owing to high neutron irradiation levels. Austenitic stainless steel, one of the principal materials constituting the reactor internals, shows different mechanical material behaviors such as tensile/creep properties and fracture toughness with neutron irradiation levels. This variation should be considered when the structural integrity of the reactor internals against agings during the design lifetime or continued operation period is evaluated. In this study, user subroutine programs considering the variation of mechanical material behaviors with neutron irradiation levels were developed. The programs were validated by testing them for various conditions.

원자로 내부구조물은 파손시 원자로 안전 운전/정지에 주요한 영향을 미칠 수 있으며 중성자 조사 수준이 높아 중성자 조사와 관련된 다양한 열화가 발생하였거나 잠재적으로 발생할 수 있다. 원자로 내부구조물의 주요 재질인 오스테나이트 스테인리스 강은 중성자 조사에 따라 인장/크리프 물성, 파괴인성 등 기계적 재료 거동에 변화가 발생한다. 각종 열화기구에 대한 원자로 내부구조물의 구조 건전성이 설계수명 또는 계속운전 기간 동안 유지됨을 평가할 때 중성자 조사에 따른 기계적 재료거동의 변화를 고려하여야 한다. 본 연구에서는 중성자 조사에 따른 기계적 재료거동의 변화를 고려한 사용자 정의 보조 프로그램을 개발하였다. 개발된 사용자 정의 보조 프로그램을 다양한 조건에 대해 검증한 결과, 타당함을 확인하였다.

Keywords

References

  1. USNRC, 2010, Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report, NUREG-1801, Rev.2.
  2. Westinghouse, 1994, Reactor Internal Lifetime Evalua tion, Proprietary Class2C.
  3. EPRI, 2010, Material Reliability Program: Development of Material Constitutive Model for Irradiated Austenitic Stainless Steels, MRP-135, Rev.1.
  4. EPRI, 2007, Material Reliability Program: PWR Internals Age-Related Material Properties, Degradation Mechanisms, Models, and Basis Data State of Knowledge, MRP-211.
  5. MSC, 2010, ANSYS User's Guide, Ver.12.1.
  6. EPRI, 2012, Material Reliability Program: Functionality Analysis for Westinghouse and Combustion Engineering Representative PWR Internals, MRP-230, Rev.2.
  7. Simulia, 2012, ABAQUS User's Manuals, Ver.6.11-1.
  8. Taraba, B. and Hajdu, S., 2010, "Computer Modeling Application in Forming Processes of Sheet Metal Parts," Proceedings of the 7th Int. DAAAM Baltic Conference "INDUSTRIAL ENGINEERING," 22-24 April, 2010, Tallinn, Estonia.
  9. EPRI, 2011, Material Reliability Program: Welding Residual Stress Dissimilar Metal Butt-Weld Finite Element Modeling Handbook, MRP-317.
  10. Yamileva, A.M., Yuldashev, A.V. , and Nasibullayev, I.Sh., 2012, "Comparison of the Parallelization Efficiency of a Thermo-Structural Problem Simulated in SIMULIA ABAQUS and ANSYSI Mechanical," J. of Engineering Science and Technology Review, Vol.5, No.3, pp.39-43.