원전설비 이종금속 용접부 건전성 평가 연구

김종성; 진태은; 김윤재; 장창희

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자료유형: 학술저널

저자정보: 김종성 진태은 김윤재 장창희

저널정보: 대한용접·접합학회 대한용접·접합학회지 大韓熔接·接合學會誌第26卷第3號

발행연도: 2008.6

수록면: 16 - 22 (7page)

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이 논문의 연구 히스토리 (20)

2021

잔류응력의 영향을 고려한 용접부 내진 평가

김종성 , 장현수 대한기계학회 춘추학술대회 2021.04 학술대회자료

2018

유한요소 해석을 통한 오스테나이트 스테인리스 강 판재 보수용접부의 열취화 시간에 따른 용접잔류응력 변화 예측

김종성 , 김정훈 대한기계학회 춘추학술대회 2018.02 학술대회자료

2017

열응력이 오스테나이트 스테인리스 강 판재 용접부의 용접 잔류응력에 미치는 영향

김종성 , 박평강 대한기계학회 춘추학술대회 2017.11 학술대회자료

오스테나이트 스테인리스 강 판재 보수용접부의 용접 잔류응력에 미치는 열취화 영향

김종성 , 박평강 , 임인혁 외 3명 대한기계학회 춘추학술대회 2017.04 학술대회자료

2014

유도 가열 굽힘된 316 계열 오스테나이트 스테인리스 강 배관의 잔류응력 분포 고찰

김종성 , 김경수 , 오영진 외 2명 대한기계학회 논문집 A권 2014.07 학술저널

원전 오스테나이트 스테인리스 강 배관 맞대기 용접부의 용접 잔류응력에 미치는 열취화 영향을 고려하기 위한 사용자 정의 보조 프로그램

김종성 , 허은주 , 한창기 외 5명 대한기계학회 춘추학술대회 2014.04 학술대회자료

열취화된 오스테나이트 스테인리스 강 배관 맞대기 용접부의 유한요소 보수용접 잔류응력 해석

김종성 , 장윤석 , 이경수 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2014.04 학술대회자료

2013

유도 가열 굽힘 오스테나이트 스테인리스 강 배관의 잔류응력 분포 고찰

김종성 , 오영진 , 장현영 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2013.12 학술대회자료

2010

기구학적 구속 연계 유한요소 해석을 통한 원자로 압력용기노즐 용접부의 잔류응력에 미치는 배관 상호작용의 영향 고찰

김종성 , 정명조 , 류용호 대한기계학회 춘추학술대회 2010.04 학술대회자료

매설 가스 배관 이종금속 용접부의 강도 불일치가 잔류응력에 미치는 영향 고찰

김종성 , 김우식 , 백종현 대한기계학회 논문집 A권 2010.04 학술저널

2009

저합금강 곡판재에 존재하는 강도불일치 원주방향 용접부의 잔류응력 측정 및 해석

김종성 , 김우식 , 백종현 대한기계학회 춘추학술대회 2009.11 학술대회자료

매설 가스 배관 이종금속 용접부의 강도 불일치가 잔류응력에 미치는 영향 고찰

김종성 , 김우식 , 백종현 대한기계학회 춘추학술대회 2009.04 학술대회자료

원전 가압기 안전/방출 노즐 이종금속 용접부의 일차수응력부식균열에 미치는 내부 보수용접 변수의 영향 고찰

김종성 , 이승건 , 박흥배 외 2명 대한기계학회 춘추학술대회 2009.04 학술대회자료

2008

원전설비 이종금속 용접부 건전성 평가 연구

김종성 , 진태은 , 김윤재 외 1명 대한용접·접합학회지 2008.06 학술저널

2003

SS316강 배관 용접부에 대한 이론적 온도해석

김종성 , 이승건 , 진태은 외 1명 대한기계학회 논문집 A권 2003.10 학술저널

2002

원전기기 이종 용접부의 미세조직 및 잔류응력 평가

김종성 , 이승건 , 진태은 대한기계학회 기타 간행물 2002.11 학술대회자료

2001

원자로 압력용기 원주방향 용접부의 잔류응력 해석 ( Analysis of Residual Stress on Circumferential Weldment of Reactor Pressure Vessel )

김종성 , 진태은 대한기계학회 춘추학술대회 2001.06 학술대회자료

1998

노심용융사고시 외부침수 냉각방식 원자로 압력용기의 손상정도에 대한 용융물 껍질층 영향 ( Effect of Debris Crust on Damage of Reactor Pressure Vessel with External Reactor Vessel Cooling in Core Melting Accident )

김종성 , 진태은 대한기계학회 춘추학술대회 1998.01 학술대회자료

노심용융사고시 원자로 압력용기의 손상정도에 대한 외부침수조건의 영향 ( Effect of External Reactor Vessel Cooling Condition on Damage of Reactor Pressure Vessel in Core Melting Accident )

김종성 , 진태은 대한기계학회 춘추학술대회 1998.01 학술대회자료

1997

노심용융사고시 외부 침수냉각방식 원자로 압력용기의 손상해석 ( Damage Analysis for the Reactor Pressure Vessel with External Reactor Vessel Cooling in Core Melting Accident )

김종성 , 장윤석 , 진태은 대한기계학회 춘추학술대회 1997.01 학술대회자료

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EPRI , 2004 , Generic Guidance for Alloy 600 Management Program

USNRC , 2005 , U.S. Plant Experience with Alloy 600 Cracking and Boric Acid Corrosion of Light-Water Reactor Pressure Vessel Materials

J.H. Lee , 2006 , Spatial Variation of Mechanical Properties in Alloy 82, 182 Dissimilar Metal Welds , Proceedings of ASINCO 6

J.S. Kim , 2007 , Development of Engineering Formula for Welding Residual Stress Distributions of Dissimilar Welds on Nozzle in Nuclear Component , Proceedings of ASME PVP 2007

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