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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제51권 제1호
발행연도
2019.1
수록면
221 - 227 (7page)

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One of the important requirements for the application of reduced activation ferritic/martensitic steel is toretain proper mechanical properties in irradiation and high temperature conditions. In order to simulatethe impact toughness with the effect of temperature and irradiation, a simulation model based on energybalance method consisted of crack initiation, plastic propagation and cleavage propagation stages wasestablished. The effect of temperature on impact toughness was analyzed by the model and the trend ofthe simulation results was basicly consistent with the previous experimental results of CLAM steels. Theload-displacement curve was simulated to express the low temperature ductile-brittle transition. Theeffect of grain size and inclusion was analyzed by the model, which was consistent with classicalexperiment results. The transgranular-intergranular transformation in brittle materials was alsosimulated.

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김태규 / 2016 / Current Status and Future Prospective of Advanced Radiation Resistant Oxide Dispersion Strengthened Steel (ARROS) Development for Nuclear Reactor System Applications / Nuclear Engineering and Technology 48(2):572~594 google schola C. Wang / 2017 / Microstructure evolution and yield strength of CLAM steel in low irradiation condition / Mater. Sci. Eng. A 682:563~568 google schola Wei Wang / 2016 / Effect of Thermal Aging on Microstructure and Mechanical Properties of China Low-Activation Martensitic Steel at 550°C / Nuclear Engineering and Technology 48(2):518~524 google schola Sinan Zhu / 2017 / Hydrogen's influence on reduced activation ferritic/martensitic steels' elastic properties: density functional theory combined with experiment / Nuclear Engineering and Technology 49(8):1748~1751 dbpia Chenchong Wan / 2017 / Multiscale Simulation of Yield Strength in Reduced-Activation Ferritic/Martensitic Steel / Nuclear Engineering and Technology 49(3):569~575 dbpia

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