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자료유형
학술저널
저자정보
Jhung, Myung Jo (Korea Institute of Nuclear Safety) Kim, Seok Hun (Korea Institute of Nuclear Safety) Jung, Sung Gyu (Korea Power Engineering Company, Inc.)
저널정보
테크노프레스 Structural engineering and mechanics : An international journal Structural engineering and mechanics : An international journal 제14권 제2호
발행연도
2002.1
수록면
191 - 208 (18page)

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A comparative assessment study for a generation of the pressure-temperature (P-T) limit curve of a reactor vessel is performed in accordance with ASME code. Using cooling or heating rate and vessel material properties, stress distribution is obtained to calculate stress intensity factors, which are compared with the material fracture toughness to determine the relations between operating pressure and temperature during reactor cool-down and heat-up. P-T limit curves are analyzed with respect to defect orientation, clad thickness, toughness curve, cooling or heating rate and neutron fluence. The resulting P-T curves are compared each other.
#pressure-temperature limit curve #fracture toughness #stress intensity factor #heat-up #cool-down #reactor vessel #ASME code

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