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ANSYS 피로해석 모듈을 이용한 CANDU 6 핵연료채널 응력해석 및 ASME Code에 따른 해석절차 개발
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  • ANSYS 피로해석 모듈을 이용한 CANDU 6 핵연료채널 응력해석 및 ASME Code에 따른 해석절차 개발
저자명
최창용,김정규
간행물명
Journal of the Korean Nuclear Society
권/호정보
1995년|27권 3호|pp.418-426 (9 pages)
발행정보
한국원자력학회
파일정보
정기간행물|
PDF텍스트
주제분야
기타
이 논문은 한국과학기술정보연구원과 논문 연계를 통해 무료로 제공되는 원문입니다.
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기타언어초록

설계의 신뢰성은 응력해석을 통하여 확인될 수 있으며, 해석결과는 대상 부품의 구조적 건전성을 입증하는 근거가 된다. 본 보고서는 ANSYS의 피로해석 모듈을 이용한 CANDU 6핵연료채널의 응력해석 및 ASME Code에 따른 해석 절차 개발을 소개하였다. 응력해석은 ASME Code Section III NB-3200 의 $ulcorner$Design by Analysis$lrcorner$에 기초한 해석절차에 따라 수행하였으며, 체계적인 해석을 위해 자료 처리용 ANSYS 매크로 및 FORTRAN 프로그램을 개발하였다. 해석은 각 조건에 따라 기계적응력과 열응력해석으로 분리하여 수행한 후 조합되었으며, ANSYS 피로해석 모듈을 이용하여 선정된 절점들의 기계적응력과 열응력의 합에 대한 최대응력강도범위를 계산하였다. 응력해석 결과, CANDU 6 핵연료채널의 구조적 건전성이 입증되었으며, ANSYS를 이용한 ASME Code해석절차가 확립되어 CANDU 원자로 해석의 신뢰성을 크게 향상 시켰음은 물론 독자적인 수행을 위한 발판을 마련하였다.