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저자정보
서준민 (고려대학교) 김훈태 (고려대학교) 김지수 (고려대학교) 이국희 (한국수력원자력) 김윤재 (고려대학교)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2017년도 학술대회
발행연도
2017.11
수록면
2,203 - 2,208 (6page)

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For operating components in nuclear power plant, in-service inspections (ISI) are carried out periodically and ASME Code Section XI provides some guidelines for the ISI. A detected flaw that exceeds the size of allowable flaws in components may be evaluation by analytical procedures such as ASME Code Section XI Appendix A. Flaw evaluation is important for structural integrity of nuclear power plant components. For analytical evaluations, the Appendix A provides methods of calculating crack tip stress intensity factors for flaws. Recently, there have been some changes in stress intensity factor calculation methods. This study reviews the recent changes in the methods to calculate stress intensity factors.
#ASME Code Section XI #Flaw(결함) #Stress Intensity Factor(응력확대계수).

목차

Abstract
1. 서론
2. Appendix A의 결함 분석
3. 응력확대계수 계산법 (1998년판)
4. 주요 개정사항
4. 결론
참고문헌

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