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.
논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2016.6
- 수록면
- 17 - 22 (6page)
이용수
초록· 키워드
오류제보하기
Alloy 600 widely used in nuclear power plant is susceptible to primary water stress corrosion cracking (PWSCC). It is important to prioritize the inspection of Alloy 600 components using PWSCC susceptibility index. Plant-specific model for the susceptibility index was reviewed. The normalized PWSCC susceptibility index to a reference value is suggested and applied. The result was found to be reasonable.
목차
ABSTRACT
1. Introduction
2. PWSCC Susceptibility Index
3. Normalization of Susceptibility Index by Threshold Value
4. Conclusions
References
참고문헌 (6)
참고문헌 신청
Scott, P. M. / 2000 / Stress Corrosion Cracking in Pressurized Water Reactors-Interpretation, Modelling, and Remedies / Corrosion 56(8)
USNRC / 2004 / Issuance of Order Establishing Interim Inspection Requirements for Reactor Pressure Vessel Heads at Pressurized Water Reactors / Order EA-03-009 (rev.1)
KHNP / 2006 / Periodic Safety Review Report for Continued Operation of Kori Unit 1
King, C. / 2004 / Material Reliability Program: Generic Guidance for Alloy 600 Management
Scott, P. / 2007 / Comparison of Laboratory and Field Experience of PWSCC in Alloy 182 Weld Metal / 13th Int. Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems :186~206
USNRC / 2004 / Issuance of Order Establishing Interim Inspection Requirements for Reactor Pressure Vessel Heads at Pressurized Water Reactors / Order EA-03-009 (rev.1)
KHNP / 2006 / Periodic Safety Review Report for Continued Operation of Kori Unit 1
King, C. / 2004 / Material Reliability Program: Generic Guidance for Alloy 600 Management
Scott, P. / 2007 / Comparison of Laboratory and Field Experience of PWSCC in Alloy 182 Weld Metal / 13th Int. Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems :186~206
함께 읽어보면 좋을 논문
논문 유사도에 따라 DBpia 가 추천하는 논문입니다. 함께 보면 좋을 연관 논문을 확인해보세요!
-
열적 시효된 Alloy 600의 삼축응력상태에서의 PWSCC 저항성
대한기계학회 춘추학술대회
2016 .04
-
PWSCC GROWTH ASSESSMENT MODEL CONSIDERING STRESS TRIAXIALITY FACTOR FOR PRIMARY ALLOY 600 COMPONENTS
Nuclear Engineering and Technology
2016 .01
-
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
-
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
-
Effects of Hydrogen on the PWSCC Initiation Behaviours of Alloy 182 Weld in PWR Environments
Corrosion Science and Technology
2015 .01
-
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
-
온레이용접이 적용된 원자로상부헤드 J-용접부의 ISI 검사 주기에 대한 고찰
비파괴검사학회지
2020 .08
-
PWSCC and System Engineering Development of Internal Inspection and Maintenance Methodology for RCS
시스템엔지니어링학술지
2016 .01
-
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
-
원전 CEDM 노즐의 밀봉보수용접시 발생하는 잔류응력에 대한 해석적 연구
대한용접·접합학회지
2018 .04
-
Alloy 600TT 증기발생기 전열관내 일렬 원주방향 표면 일차수응력 부식균열 성장에 미치는 균열 간격의 영향 고찰
대한기계학회 논문집 A권
2015 .03
-
원전 주기기 수명연장을 위한 응력완화 기술
대한용접학회 특별강연 및 학술발표대회 개요집
2022 .05
-
일차수응력부식균열(PWSCC) 및 염화이온부식균열(CISCC) 저감용 표면개질기술 적용을 위한 코드케이스 개발
한국압력기기공학회 논문집
2019 .06
-
원자로 하부헤드 관통관 Alloy 600 이종금속용접부에 대한 보수용접 특성 평가
대한용접학회 특별강연 및 학술발표대회 개요집
2017 .11
-
삼축 응력이 인가된 Alloy 600의 일차수 응력부식균열 거동에 대한 연구
대한기계학회 춘추학술대회
2016 .12
최근 본 자료
댓글(0)
0
UCI(KEPA) : I410-ECN-0101-2021-554-001732733