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FATIGUE ANALYSIS OF A REACTOR PRESSURE VESSEL FOR SMART
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저자명
Jhung. Myung-Jo
간행물명
Nuclear engineering and technology : an international journal of the Korean Nuclear Society
권/호정보
2012년|44권 6호|pp.683-688 (6 pages)
발행정보
한국원자력학회
파일정보
정기간행물|ENG|
PDF텍스트
주제분야
기타
이 논문은 한국과학기술정보연구원과 논문 연계를 통해 무료로 제공되는 원문입니다.
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기타언어초록

The structural integrity of mechanical components during several transients should be assured in the design stage. This requires a fatigue analysis including thermal and stress analyses. As an example, this study performs a fatigue analysis of the reactor pressure vessel of SMART during arbitrary transients. Using heat transfer coefficients determined based on the operating environments, a transient thermal analysis is performed and the results are applied to a finite element model along with the pressure to calculate the stresses. The total stress intensity range and cumulative fatigue usage factor are investigated to determine the adequacy of the design.