Development of a structural integrity evaluation program for elevated temperature service according to ASME code

김낙현; 김종범; 김성균

doi:https://doi.org/10.1016/j.net.2021.01.020

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자료유형: 학술저널

저자정보: 김낙현 (한국원자력연구원) 김종범 (한국원자력연구원) 김성균 (한국원자력연구원)

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제53권 제7호

발행연도: 2021.7

수록면: 2,407 - 2,417 (11page)

DOI: https://doi.org/10.1016/j.net.2021.01.020

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A structural integrity evaluation program (STEP) was developed for the high temperature reactor designevaluation according to the ASME Boiler and Pressure Vessel Code (ASME B&PV), Section III, Rules forConstruction of Nuclear Facility Components, Division 5, High Temperature Reactors, Subsection HB. Theprogram computerized HBB-3200 (the design by analysis procedures for primary stress intensities inhigh temperature services) and Appendix T (HBB-T) (the evaluation procedures for strain, creep andfatigue in high temperature services). For evaluation, the material properties and isochronous curvespresented in Section II, Part D and HBB-T were computerized for the candidate materials for hightemperature reactors. The program computerized the evaluation procedures and the constants for theweldment. The program can generate stress/temperature time histories of various loads and superimposethem for creep damage evaluation. The program increases the efficiency of high temperaturereactor design and eliminates human errors due to hand calculations. Comparisons that verified theevaluation results that used the STEP and the direct calculations that used the Excel confirmed that theSTEP can perform complex evaluations in an efficient and reliable way. In particular, fatigue and creepdamage assessment results are provided to validate the operating conditions with multiple types ofcycles.

#ASME Boiler and pressure vessel code #High temperature reactor #Structural integrity #Design evaluation program #Creep damage #Fatigue damage

참고문헌 (15)

참고문헌 신청

Philippe Dufour / 2015 / Sodium Fast Reactor / 3rd GIF Symposium 2015/ICONE23Conference

Giorgio Locatelli / 2013 / Generation IV nuclear reactors : current status and future prospects / Energy Pol 61:1053~1520

Iaea / 2018 / Advances in Small Modular Reactor Technology Developments, A Supplement to, IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS)

2017 / ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section III Division 5.

2018 / RCC-MRx, Design and Construction Rules for Mechanical Components of Nuclear Installations, High Temperature, Research and Fusion Reactors / AFCEN

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