• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제15권1호
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• pp.28-32
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• 2019

In nuclear power plant operation and spent fuel canisters, it is necessary to provide a sound technical basis for the safety and security of long-term operation and storage respectively. Recently, the peening technology is being discussed and the technology will be adopted to ASME Section III, Division 1, Subsection NX (2019 Edition). The peening is prohibited in current edition, but it will be approved in 2019 Edition and adopted. However, Surface stress improvement techniques such as the peening is used to mitigate SCC susceptible in operating nuclear plants. Although the peening will be approved to ASME CODE, there are no performance criteria listed in the 2019 edition. The Korean International Working Group (KIWG) formed a new Task Group named "Advanced Surface Stress Improved Technology". The task group will develop a CODE CASE to address PWSCC(Primary Water Stress Corrosion Cracking) and CISCC(Chloride Induced Stress Corrosion Cracking) for new ASME Section III components. TG-ASSIT was started to make peening performance criteria for ASME Section III (new fabrication) applications. The objective of TG-ASSIT is to gain consensus among the relevant Code groups that requirements/mitigation have been met.

• 기계저널
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• 제20권6호
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• pp.428-433
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• 1980

우리는 수차에 걸친 경제개발5개년 계획을 성공적으로 추진하여 오며 지금에는 공업구조의 고 도화 즉 중화학공업의 급속한 성장이 착실히 진전되어 나가고 있다. Plant산업은 기술축적이 기 반이 되어야 하는 것은 물론 양질의 기술축적 위에 완전한 품질보증체계를 갖추기 위하여는 전 사적 품질 보증체계를 갖추어야 한다. 이런 전사적 품질보증체계를 갖추기 위하여 미국기계기 술자협회(ASME)발생하는 ASME Boiler and Pressure Vessel Code에 의한 중공업부문및 원자력 발전소 부문의 설계 제조 시험에 대한 풍질보증장증(ASME Stamp)을 소개하고자 한다.

• Structural Engineering and Mechanics
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• 제14권2호
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• pp.191-208
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• 2002

A comparative assessment study for a generation of the pressure-temperature (P-T) limit curve of a reactor vessel is performed in accordance with ASME code. Using cooling or heating rate and vessel material properties, stress distribution is obtained to calculate stress intensity factors, which are compared with the material fracture toughness to determine the relations between operating pressure and temperature during reactor cool-down and heat-up. P-T limit curves are analyzed with respect to defect orientation, clad thickness, toughness curve, cooling or heating rate and neutron fluence. The resulting P-T curves are compared each other.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제15권1호
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• pp.8-17
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• 2019

Perforated plates are used for the steam generator tube-sheet and the Reactor Vessel Closure Head in the Nuclear Power Plant. The ASME code, Section III Appendix A-8000, addresses the analysis of perforated plates, however, this analysis is only limited to the flat plate with a triangular perforation pattern. Based on the concept of the effective elastic constants, simulation of flat and spherical perforated plates and their equivalent solid plates were carried out using Finite Element Analysis (FEA). The isotropic material properties of the perforated plate were replaced with anisotropic material properties of the equivalent solid plate and subjected to the same loading conditions. The generated curves of effective elastic constants vs ligament efficiency for the flat perforated plate were in agreement with the design curve provided by ASME code. With this result, a plate with spherical curvature having perforations can be conveniently analyzed with equivalent elastic modulus and equivalent Poisson's ratio.

• 대한기계학회논문집A
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• 제41권8호
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• pp.703-709
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• 2017

본 논문에서는 재분배된 크리프 응력을 근사적으로 접근하기 위해 크리프 해석에 비해 비교적 간단한 탄성 및 탄성-소성 해석법을 사용하여 그 결과와 비교하였다. 탄성해석 결과를 이용하여 $M_{\alpha}-tangent$ method의 Primary Stress와 ASME 코드의 $P_L+P_b/K_t$를 구하였고 탄성-소성 해석 결과를 이용하여 R5 코드의 ${\sigma}^R_{ref}$ 를 구하였다. 용접 형상이 있는 십자 모양의 판 형상에 굽힘 하중, 단축인장 및 이축인장이 작용하는 경우와 r/t가 5, 20인 곡관에 굽힘 하중 및 내압이 작용하는 경우 등 여러 형상에 대한 해석을 수행하였다. 요소 민감도 확인을 위해서는 판 형상에 굽힘 하중이 가해 지는 경우 여러 요소 크기에 대한 해석을 수행하였다. 간략 해석 결과는 크리프 응력과 큰 차이를 보이지 않았지만, $M_{\alpha}-tangent$ method의 경우 요소 크기에 민감하고 ASME코드와 R5코드의 결과는 요소 크기에 민감하지 않았다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.101-106
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• 2016

NSSS (Nuclear Steam Supply System) and BOP (Balance of Plant) design works for PGSFR (Prototype Gen-IV Sodium Fast Reactor) have been conducted in Korea. NSSS major components, e.g. reactor vessel, steam generator and secondary sodium main pipes, are designed according to the rule of ASME boiler and pressure vessel code division 5, in which DBA (Design by Analysis) methods are used in the stress assessments. However, there is little discussions about detail rules for BOP piping design. In this paper, the detail methodologies of BOP piping stress assessment are discussed including safety systems and non-safety system pipings. It is confirmed that KEPIC MGE(ASME B31.1) and ASME BPV code division 5 HCB-3600 can be used in stress assessments of non-safety pipes and class B pipes, respectively. However, class A pipe design according to ASME BPV code division 5 HBB-3200 has many difficulties applying to PGSFR BOP design. Finally, future development plan for class A pipe stress assessment method is proposed in this paper.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제9권6호
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• pp.1500-1505
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• 2008

본 논문은 원자력 내진등급 IIA 글로브 밸브의 지진하중에 대한 구조 건전성을 평가하였다. 밸브 구조물을 3차원 모델링하여 유한요소법을 사용하여 모달 해석 및 등가 정적 응력해석을 수행하였다. 모달 해석 결과 밸브 구조물은 충분히 강건하여 등가 정적해석이 가능하였고 해석에서 구한 응력들을 조합하여 원자력 규격집에서 제시한 허용응력과 비교하여 밸브의 구조 건전성을 판단하였다. 모든 지진하중에 대한 밸의 구조물에서의 응력은 허용값 보다 작게 분포하므로 구조적 건전성을 유지한다고 평가할 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권7호
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• pp.2407-2417
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• 2021

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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.725-730
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• 1998

가동중 원자력 발전소들에서는 압력격리밸브들에 대한 기술지침서 감시시험요건과 가동중 시험 규제요건을 충족시키기 위하여 누설시험을 일정 주기로 수행하고 있다. 동 주기시험은 ASME Ba&PV Code Sec. Xl IWV-3420 또는 ASME ON Code ISTC(Part 10) 4.2.2절의 운전에 부합되는 방법과 절차에 따라 이루어지도록 규정되어 있다. 이러한 주기시험의 근본 목적과 시험방법 및 절차요건에 대한 기술적 근거의 이해는 동 시험활동의 성과를 높이는데 큰 도움이 될 것임에 틀림없다. 따라서, 본 논문에서는 압력격리 밸브들에 대한 누설시험 목적 및 시험요건의 기술적 근거를 소개하였으며, 잠재적 문제점들을 도출하여 분석 검토하고 적절한 대처 방안을 제시하였다

• 비파괴검사학회지
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• 제33권5호
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• pp.465-471
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• 2013

원전 증기발생기는 원자로 냉각재 계통에서 발생한 열에너지를 터빈 계통의 주급수에 전달하여 터빈을 회전시키기 위한 증기를 생산하는 일종의 열교환기이다. 증기발생기 전열관의 손상은 증기발생기의 구조적 및 누설 건전성 유지 능력을 저해시키기 때문에 주기적으로 와전류검사를 수행하여 전열관의 건전성을 평가한다. 증기발생기 전열관의 건전성 평가는 보통 원자로 연료 재장전 기간 중에 수행된다. 현재 국내 증기발생기 전열관에 적용되는 와전류검사는 KEPIC 및 ASME 코드 요건에 따라 수행되며, 와전류검사 수행에 필요한 검사 시스템은 와전류검사 장치와 수집된 신호를 평가하기 위한 평가 프로그램으로 구성된다. 검사에 적용되는 와전류검사 시스템을 구성하는 핵심기기인 와전류검사 장치는 ASME 및 KEPIC 코드에서 총 고조파 왜곡율, 입출력 임피던스, 증폭기 직선성 및 안정성, 위상 직선성, 대역폭 및 복조필터 응답, 디지털 변환, 채널 간섭 등과 같은 전기적 특성을 측정하도록 규정하고 있다. 이에 따라 본 논문에서는 국내 최초로 개발한 원전 증기발생기 와전류검사 장치의 전기적 특성 측정을 위한 ASME 및 KEPIC 코드 요건을 설명하고, 이 요건에 따른 증기발생기 와전류검사 장치의 전기적 특성의 측정 결과를 제시하였다.