• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권8호
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• pp.953-960
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• 2012

This paper reports the irradiation effect on the deformation behavior and tensile fracture properties of A533B RPV steel. An inverse identification technique using iterative finite element (FE) simulation was used to determine those properties from tensile data for the A533B RPV steel irradiated at 65 to $100^{\circ}C$ and deformed at room temperature. FE simulation revealed that the plastic instability at yield followed by softening for higher doses was related to the occurrence of localized necking immediately after yielding. The strain-hardening rate in the equivalent true stress-true strain relationship was still positive during the necking deformation. The tensile fracture stress was less dependent on the irradiation dose, whereas the tensile fracture strain and fracture energy decreased with increasing dose level up to 0.1 dpa and then became saturated. However, the tensile fracture strain and fracture energy still remained high after high-dose irradiation, which is associated with a large amount of ductility during the necking deformation for irradiated A533B RPV steel.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권5호
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• pp.1109-1112
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• 2017

The precise prediction of radiation embrittlement of aged reactor pressure vessels (RPVs) is a prerequisite for the long-term operation of nuclear power plants beyond their original design life. The expiration of the operation licenses for Korean reactors the RPVs of which are made from SA533B-1 plates and welds is imminent. Korean regulatory rules have adopted the US Nuclear Regulatory Commission's transition temperature shift (TTS) models to the prediction of the embrittlement of Korean reactor pressure vessels. The applicability of the TTS model to predict the embrittlement of Korean RPVs made of SA533B-1 plates and welds was investigated in this study. It was concluded that the TTS model of 10 CFR 50.61a matched the trends of the radiation embrittlement in the SA533B-1 plates and welds better than did that of Regulatory Guide (RG) 1.99 Rev. 2. This is attributed to the fact that the prediction performance of 10 CFR 50.61a was enhanced by considering the difference in radiation embrittlement sensitivity among the different types of RPV materials.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.337-350
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• 1990

약 28$0^{\circ}C$에서 4.84$\times$$10^{18}$ n/$\textrm{cm}^2$의 중성자 조사를 받은 원자로 압력용기강 A533B Cl.1 기 지 금속(base metal)을 열처리한 후, 미세경도 측정과 양전자 소멸법을 사용해서 조사경화회복기구에 관한 더 정확한 연구를 하였다. 등시소둔 실험에 의해 2가지 회복과정이 존재한다는 것을 알 수 있었다. 첫번째 회복과정은 280-35$0^{\circ}C$ 사이에서 일어나며 양전자 소멸법에 의한 몇가지 파라메타 즉, 양전자 수명, 양전자 소멸밀도(I)와 Ip, Iw, R파라메타 값들에 의하면 이 회복과정에서 공공응집(agglomeration of vacancies)과 단위공공의 소멸(annihilation of monovacancies)이 일어나는 것으로 해석되었다. 또한 두번째 회복과정은 405$^{\circ}C$ 이상의 고온에서 발생하며, 양전자소멸 파라메타들은 공공형 결함 주위에 부착되었던 탄소원자의 용해, 석출물의 용해 그리고 단위공공의 소멸이 이 회복과정에서 일어나는 것으로 해석되었다. 그러고 두 회복과정의 중간 온도 영역인 305-405$^{\circ}C$에서는 탄소가 부착된 공공결집체 (vacancy clusters)의 형성과 석출물의 형성에 의한 소둔중경화(radiation anneal hardening)가 일어나는 것으로 해석되었다. Meechan-Brinkman 방법을 이용하여 활성화 에너지와 반응차수 및 그외 회복특성을 구하였다. 첫번째 회복과정의 활성화 에너지는 1.76eV로, 두번째 회복과정의 값은 2.00eV로 결정되었다. 이 값들은 다른 연구결과에 비해 낮은 편인데 이 차이는 이 연구에서 사용된 압력용기강의 낮은 탄소양에 의한 것으로 생각된다. 또한 첫번째 회복과정의 반응차수는 1.78로 두번째 회복과정의 반응차수는 1.67로 결정되었다. 회복과정에서의 반응차수가 정수가 아닌 것은 한 회복과정에 1차나 2차의 반응차수를 가진 몇 가지 기구들이 복합되어 있기 때문인 것으로 생각된다. 이것은 양전자 소멸의 몇 가지 파라메타에 의한 결과를 뒷받침한다.