지원사업
학술연구/단체지원/교육 등 연구자 활동을 지속하도록 DBpia가 지원하고 있어요.
커뮤니티
연구자들이 자신의 연구와 전문성을 널리 알리고, 새로운 협력의 기회를 만들 수 있는 네트워킹 공간이에요.
이용수
등록된 정보가 없습니다.
논문 유사도에 따라 DBpia 가 추천하는 논문입니다. 함께 보면 좋을 연관 논문을 확인해보세요!
Development of Probabilistic Primary Water Stress Corrosion Cracking Initiation Model for Alloy 182 Welds Considering Thermal Aging and Cold Work Effects
Nuclear Engineering and Technology
2021 .06
PWSCC GROWTH ASSESSMENT MODEL CONSIDERING STRESS TRIAXIALITY FACTOR FOR PRIMARY ALLOY 600 COMPONENTS
Nuclear Engineering and Technology
2016 .01
열적 시효된 Alloy 600의 삼축응력상태에서의 PWSCC 저항성
대한기계학회 춘추학술대회
2016 .04
Alloy 600 Components Inspection Prioritization Using the Normalized PWSCC Susceptibility Index
한국압력기기공학회 논문집
2016 .06
Bayesian Inference for Prediction of PWSCC in Alloy 690 Steam Generator Tubing
대한기계학회 춘추학술대회
2022 .06
Alloy 182 PWSCC 개시저항성에 대한 열적시효와 냉간가공의 영향
대한기계학회 춘추학술대회
2017 .11
Prediction of PWSCC in Alloy 690 Steam Generator Tubing using Bayesian Method
대한기계학회 춘추학술대회
2021 .06
니켈 합금 모재 및 용접재의 일차수응력부식균열 균열성장속도 시험
Corrosion Science and Technology
2019 .01
Alloy 600 관통노즐의 PWSCC 평가를 위한 삼축응력이 고려된 SCC 성장모사 기법 개발
대한기계학회 춘추학술대회
2015 .11
Comparison of oxide layers formed on the low-cycle fatigue crack surfaces of Alloy 690 and 316 SS tested in a simulated PWR environment
Nuclear Engineering and Technology
2019 .01
PWSCC and System Engineering Development of Internal Inspection and Maintenance Methodology for RCS
시스템엔지니어링학술지
2016 .01
온레이용접이 적용된 원자로상부헤드 J-용접부의 ISI 검사 주기에 대한 고찰
비파괴검사학회지
2020 .08
Bayesian approach for prediction of primary water stress corrosion cracking in Alloy 690 steam generator tubing
Nuclear Engineering and Technology
2022 .09
Alloy 600의 PWSCC에 미치는 열적 시효 및 삼축 응력의 영향
대한기계학회 춘추학술대회
2019 .11
Analysis of dislocation density in strain-hardened alloy 690 using scanning transmission electron microscopy and its effect on the PWSCC growth behavior
Nuclear Engineering and Technology
2021 .07
모사원전환경에서 오스테나이트 스테인리스강의 피로균열성장 평가
한국재료학회지
2015 .01
원전 CEDM 노즐의 밀봉보수용접시 발생하는 잔류응력에 대한 해석적 연구
대한용접·접합학회지
2018 .04
Crack growth and cracking behavior of Alloy 600/182 and Alloy 690/152 welds in simulated PWR primary water
Nuclear Engineering and Technology
2019 .01
원자로 하부헤드 관통관 Alloy 600 이종금속용접부에 대한 보수용접 특성 평가
대한용접학회 특별강연 및 학술발표대회 개요집
2017 .11
Alloy 600TT 증기발생기 전열관내 일렬 원주방향 표면 일차수응력 부식균열 성장에 미치는 균열 간격의 영향 고찰
대한기계학회 논문집 A권
2015 .03
0