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In this work, material deformation and fracture models for Alloy 600 (nozzle material) and Alloy 82 (weld material) of reactor pressure vessel (RPV) penetrations are presented to accurately evaluate structural integrity under severe accident conditions. For Alloy 600, an integrated model was established to cover a wide range of temperatures (20–1,100 °C) and strain rates (0.001–1%/s). A plasticity model was formulated to improve the prediction accuracy of deformation behavior beyond the ultimate tensile strength (UTS)—a limitation of existing constitutive equations—and was coupled with a creep model based on creep rupture test data. In addition, a temperature-dependent failure model incorporating physical phenomena such as ductility minimum and recrystallization was developed. For Alloy 82 weld material, the plasticity model was adopted by benchmarking the mechanical properties against the nozzle material, while creep and failure behaviors were modeled based on separate experimental data. The reliable material models developed in this study are expected to provide an essential foundation for enhancing the accuracy of detailed RPV penetration analyses and severe accident scenario assessment.

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Weibull 매개변수 계산 방법 및 평가 변수에 따른 흑연 노심 구조물의 설계평가 민감도 분석 = Sensitivity analysis of graphite core component based on Weibull parameter calculation methods and evaluation parameters 석태현, 허남수, 이진행, 김성균 p. 85-95
SA508 전자빔용접 공정 변수에 따른 전자빔편향 거동 및 민감도 분석 = Analysis of beam deflection behavior and sensitivity to process parameters in SA508 electron beam welding 최주원, 한태송, 허남수 p. 96-104
ASME BPVC Section Ⅷ 탄소성 인장 곡선 결정법 실험 검증 = Experimental validation of ASME B&PVC Section Ⅷ elastic-plastic stress-strain curve determination method 이현진, 송현석, 김윤재, 김진원, Yukio Takahashi p. 105-115
고리1호기 원자로구조물 재료 조사손상 및 방사화 평가 = Radiation damage and activation of reactor internal materials in decommissioned Kori Unit 1 권준현, 김종민, 이경근, 김민철 p. 116-127
가동원전내 모터제어반 고정볼트 열화의 내진응답 영향 분석 = Analysis of seismic response effect by anchor bolt degradation of MCC cabinets in operating nuclear plants 신태명, 이병찬 p. 128-137
관통부를 포함한 원자로 압력용기의 상세 중대사고 해석을 위한 Alloy 600/82의 재료 모델 개발 = Development of alloy 600/82 material models for detailed severe accident analysis of reactor pressure vessel including penetration 박준원, 박의균, 김윤재 p. 138-152
API X70 및 X80 균열배관의 공기 및 수소환경에서 파괴역학 기반 허용내압과 변형률 평가 = Fracture mechanics evaluation of allowable pressure and strain for API X70 and X80 pipelines under air and hydrogen environment 정희진, 서기완, 김재윤, 김윤재, 황진하, 김기석 p. 153-161
가압경수로 1차계통 환경에서 pHT가 크러드 부착 피복관의 부식가속화에 미치는 영향 = The effect of pHT on corrosion acceleration of crud-deposited fuel cladding in primary coolant condition of pressurized water reactor 서민교, 심희상, 임상엽, 전순혁, 하성준, 허도행 p. 162-170
용융염원자로 조건에서 냉간가공 SS316 스테인리스강의 스웰링 경험식 모델 개발 = Empirical modeling of swelling in cold-worked SS316 stainless steel under molten salt reactor conditions 이경근, 권준현, 홍민성, 안동현 p. 171-180
에너지 기반 증기발생기 전열관 마모 모델 개발 = Development of energy-based wear model for steam generator tubes 권대엽, 신희재, 오영진, 반치범 p. 181-191
혁신형 소형모듈원자로 무붕산 냉각수 환경에서 pH 조절제가 Alloy 690의 일반 부식거동에 미치는 영향 = Influence of pH agents on general corrosion behavior of alloy 690 in boron-free coolant conditions of innovative small modular reactor 김도연, 심희상, 조용상, 권혁철, 손석수, 전순혁 p. 192-199

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