SCIE
SCOPUS
KCI등재
Development of a structural integrity evaluation program for elevated temperature service according to ASME code
저자
발행기관
학술지명
Nuclear Engineering and Technology(Nuclear Engineering and Technology)
권호사항
발행연도
2021
작성언어
English
주제어
등재정보
SCIE,SCOPUS,KCI등재
자료형태
학술저널
발행기관 URL
수록면
2407-2417(11쪽)
DOI식별코드
제공처
A structural integrity evaluation program (STEP) was developed for the high temperature reactor design evaluation according to the ASME Boiler and Pressure Vessel Code (ASME B&PV), Section III, Rules for Construction of Nuclear Facility Components, Division 5, High Temperature Reactors, Subsection HB. The program computerized HBB-3200 (the design by analysis procedures for primary stress intensities in high temperature services) and Appendix T (HBB-T) (the evaluation procedures for strain, creep and fatigue in high temperature services). For evaluation, the material properties and isochronous curves presented in Section II, Part D and HBB-T were computerized for the candidate materials for high temperature reactors. The program computerized the evaluation procedures and the constants for the weldment. The program can generate stress/temperature time histories of various loads and superimpose them for creep damage evaluation. The program increases the efficiency of high temperature reactor design and eliminates human errors due to hand calculations. Comparisons that verified the evaluation results that used the STEP and the direct calculations that used the Excel confirmed that the STEP can perform complex evaluations in an efficient and reliable way. In particular, fatigue and creep damage assessment results are provided to validate the operating conditions with multiple types of cycles.
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