원자로압력용기의 응력해석 ( 제3보 , 데이퍼진 원통부와 응력해석 ) ( Stress Analysis of Pressure Vessels in Nuclear Power Plants ( Part II : Stress Analysis of Tapered Cylinder in the Shell-Head Junction ) )

김천욱 ,  주영우

대한기계학회지

1976 .06

압력 용기의 피로해석 ( Fatigue Analysis of Pressure Vessel )

박상철 ,  김희진

대한용접학회 특별강연 및 학술발표대회 개요집

1988 .01

확장유한요소법을 적용한 원자로압력용기 압력-온도 제한곡선 평가

이성준 ,  이신애 ,  장윤석

대한기계학회 춘추학술대회

2014 .11

원자로압력용기 규제요건 개정 계획

송태광 ,  이상민 ,  박정순 외 2명

대한기계학회 춘추학술대회

2019 .11

압력용기 제작에 적용되는 용접기술의 특성 ( Welding Fabrication Technology of Pressure Vessels )

김응준

대한용접·접합학회지

2000 .02

폭굉을 고려한 압력용기 최대허용압력 결정방법의 제안

최진복

한국전산구조공학회논문집

2018 .01

가스압력용기의 응력거동특성에 관한 유한요소해석

김청균 ,  조승현

한국가스학회지

2003 .09

가공경화를 고려한 원자로 압력용기의 유한요소극한해석 ( Finite Element Limit Analysis of a Nuclear Reactor as a Pressure Vessel Considering Work-hardening Effect )

김현섭 ,  허훈 ,  김희동

대한기계학회 춘추학술대회

1994 .01

형상변화에 따른 가스압력용기의 응력거동특성 연구

조승현 ,  김성원 ,  김청균

한국가스학회 학술대회논문집

2002 .05

Type 2 압력용기의 압축잔류응력 예측에 관한 연구

이현우 ,  김성진 ,  장석주 외 2명

한국정밀공학회 학술발표대회 논문집

2010 .05

압력용기기술기준의 해설 ( Pressure Vessel Codes )

송달호

대한기계학회지

1978 .12

원자로 압력용기 피로수명평가 ( Fatigue Life Evaluation for Reactor Pressure Vessels )

노희영 ,  진태은 ,  홍승렬 외 1명

대한기계학회 춘추학술대회

1995 .01

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

김종성 ,  진태은

대한기계학회 춘추학술대회

2001 .06

관련규정 검토 프로그램 활용 시 압력용기 설계시간 단축 효과

주정민 ,  유호선

플랜트 저널

2012 .01

최신 규제요건을 만족하는 원자로용기 압력-온도 제한곡선 개발

정시화 ,  정경석 ,  마완준 외 3명

대한기계학회 춘추학술대회

2020 .07

압력용기의 규격작성 ( Code Strategy of Pressure Vessels )

Hideo Kobayashi ,  박경동

대한기계학회 춘추학술대회

1998 .01

구속효과를 고려한 원자로 압력용기 균열선단에서의 응력분포 예측 ( Evaluation of the Crack Tip Stress Distribution Considering Constraint Effects in the Reactor Pressure Vessel )

김진수 ,  최재붕 ,  김영진

대한기계학회 논문집 A권

2001 .04

원전 정상가동조건 적용 방식이 원자로 압력용기 상부헤드 관통 노즐의 용접 잔류응력에 미치는 영향

남현석 ,  배홍열 ,  오창영 외 2명

대한기계학회 춘추학술대회

2013 .03

저장온도에 따른 내압용기의 내부압력 변화에 관한 연구

백기현 ,  전종근 ,  백주현 외 2명

한국정밀공학회 학술발표대회 논문집

2014 .10

원자로 압력용기에서의 중성자 조사효과 및 건전성 ( Neutron Irradiation Effect and Integrity of Nuclear Reactor Pressure Vessel )

홍준화

대한기계학회지

1993 .05