• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제32권4호
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• pp.168-177
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• 2007

본 논문에서는 노심설계 단계에서 선정된 다양한 노심 장전모형 중에서 압력용기 중성자 조사취화 관점에서 가장 최적의 노심 장전모형을 선정할 수 있도록 신속하게 압력용기 취약위치에 대한 속중성자속을 예측할 수 있는 방법을 제시하였다. 인공신경회로망 기법을 통해 노심 반경방향 및 축방향 출력분포만을 이용하여 압력용기내벽 취약위치에서의 중성자 스펙트럼을 신속하게 평가할 수 있도록 중성자속 가중치를 생산하였고 데이터베이스를 구축하였다. 이 방법은 중성자 수송코드를 이용한 수송계산을 직접 수행하지 않고도 신속하게 압력용기 위치에서의 중성자 조사환경을 평가할 수 있으며 소송코드 결과와 비교하여 상대오차 3.4%이내의 정확도를 보였다.

• 산업보건소식
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• 제34호
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• pp.20-21
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• 1986

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 1993년도 특별강연 및 춘계학술발표 개요집
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• pp.111-112
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• 1993

• 원자력산업
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• 제22권6호통권232호
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• pp.71-81
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• 2002

• 과학과기술
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• 제8권4호통권71호
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• pp.46-51
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• 1975

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.294.2-294
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.396-396
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• 2002

• 기술표준
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• 통권25호
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• pp.95-106
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• 2004

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제21권4호
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• pp.340-345
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• 2010

For the conversion into hydrogen society, not only studying facilities of hydrogen production, storage, transportation and charging system but also developing technique of ensuring safety are essentially needed. Hence, for the first step of that, evaluated the hydrogen embrittlement of Inconel alloy 617, Ni-based super heat-resisting alloy, by small punch test. Prepared the various specimens through changing electrochemical charging time and measured the toughness degradation of the specimens by small-punch test. The analysis of hydrogen embrittlement behavior were carried out by investigating the fractured surface of specimens. This study has significance on revealing mechanism of hydrogen embrittlement behavior and the factor affecting hydrogen embrittlement in the future study.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 추계학술대회
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• pp.118-123
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• 2004

Cast austenitic stainless steel have been widely used for primary coolant piping in light water reactors. This material is subject to thermal embrittlement at reactor operating temperature. CF-8M and CF-8A cast austenitic stainless steel is used for several components, such as primary coolant piping, elbow, pump casing, and valve bodies in light water reactors. Thermal embrittlement results in spinodal decomposition of delta-ferrite leading to decreased fracture toughness. In this study, the specimens were prepared using an accelerated aging method. The measurement of ferrite content, Charpy impact test and J-R test were performed to verify the predicting equation for aged material properties. In case of above 25% ferrite content, predicted result of J-R curve might be non-conservative.