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열시효가 Mod.9Cr-1Mo 강의 재료강도 및 파괴 거동에 미치는 영향 -
분야 공학 > 기계공학
저자 이형연 김우곤 손석권 홍석우 석창성
발행기관 대한기계학회
간행물정보 대한기계학회 논문집 C권 2016년, 대한기계학회논문집 C권 제4권 제2호, 101page~109page(총9page)
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목차
부제 : Effect of Thermal Aging on Material Strength and Fracture Behavior in Mod.9Cr-1Mo Steel
초록
Abstract
1. 서론
2. Gr.91강 재료강도 거동과 열시효 영향
3. Gr.91강 파괴 거동과 열시효 영향
4. 결론
REFERENCES
 
 
국문초록
발전소 내열강의 물성치는 고온 가동시간이 누적됨에 따라 열시효의 영향을 받는다. 본 연구에서는 제 4 세대 원자력시스템의 재료로 널리 채택되고 있는 Mod.9Cr-1Mo (ASME Grade 91)강을 대상으로 항복강도, 인장강도 및 파괴거동에 열시효가 미치는 영향에 대해 조사 및 분석하였다. 국내에서 가동 중인 초초임계(USC) 화력발전소의 배관계통에서 채취한, 73,716 시간의 가동 이력을 겪은 Gr.91 강 재료가 재료 실험을 위해 사용되었고, 동 시험결과와 가동 이력을 겪지 않은 신재의 시험결과를 비교 분석하였다. 또한 ASME 코드의 물성치와 RCC-MRx 의 물성치와 비교 분석하였고, 이들 설계기술기준 물성치의 보수성은 신재 및 가동 이력을 겪은 재료의 시험결과와 비교 분석을 통해 정량화하였다.
 
 
영문초록
The material properties of heat resistant materials at power plants are affected by thermal aging as operating time is accumulated. In this study, the influence of thermal aging on yield strength, tensile strength and fracture behavior for Mod.9Cr-1Mo (ASME Grade 91) steel which is a material widely adopted for Generation IV nuclear energy system has been investigated and analyzed. Service exposed Gr.91 steel materials sampled from a piping system of an ultra-supercritical (USC) plant in Korea with accumulated operation time of 73,716 hours were used for material testing. The test results of the service exposed material specimens were compared with those of the virgin Gr.91 steel specimens. Those test data were compared with the material properties of ASME code and RCC-MRx code. Conservatisms of the material properties in the design codes have been quantified based on the comparisons of those from virgin and service exposed material specimens.
 
 
Generation IV Nuclear Energy System(제 4 세대원자력시스템), Material Strength(재료강도), Fracture(파괴), J-R Curve(J-저항곡선), Thermal Aging(열시효)
 
 
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