• 에너지공학
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• 제25권1호
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• pp.15-22
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• 2016

월성 2,3,4호기의 비정상 운전 중 열수송계통의 과도변화해석이 수행되었다. 중수로에 대한 캐나다의 규제문서인 AECB R-77 요구조건에 대한 만족성을 평가하였다. 해석 결과 여러 비정상 운전시 과도변화에 의한 원자로 모관의 최고압력값은 ASME 코드의 제한치 이내로 만족되었다. 고압시 보호장치인 LRV의 영향은 미미한 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.995-1000
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• 1995

ASME B&PV Code Section III NB-3200의 규정은 원자로 관련 1등급 부품의 설계시 지켜야할 사항이다. 이 규정은 운전조건별로 허용응력에 대한 분류를 하여 허용한도를 규정하고 있다. 따라서 응력해석시 이 규정을 적용하기 위해 해석결과의 검색, 추출정리, 추가계산 등 응력해석 후속작업을 위한 통합 program을 awk 언어를 사용하여 개발하였다. 이 통합 Program은 ASME에 규정된 응력별로 여러 개의 awk program module로 작성하였고 각각의 모듈을 통합하는 UNIX script file로 구성되어있다. 각각의 모듈은 독립된 batch 작업이 가능하고, 이것을 모두 연계한 batch 작업 역시 가능하도록 하였다. 문서작성시 도표작성을 용이하게 하기 위해 후처리결과가 하나의 디렉토리에 저장되도록 하였다.

• 원자력산업
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• 8_9호
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• pp.48-50
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• 1979

• 원자력산업
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• 5_6호통권26호
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• pp.4-15
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• 1981

• Corrosion Science and Technology
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• 제3권5호
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• pp.216-221
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• 2004

The operating experience showed that the fatigue is one of the major piping failure mechanisms in nuclear power plants (NPPs). The pressure and/or temperature loading transients, the vibration, and the mechanical cyclic loading during the plant operation may induce the fatigue failure in the nuclear piping. Recently, many fatigue piping failure occurred at the socket weld area have been widely reported. Many failure cases showed that the gap requirement between the pipe and fitting in the socket weld was not satisfied though the ASME Code Sec. III requires 1/16 inch gap in the socket weld. The ASME Code OM also limits the vibration level of the piping system, but some failure cases showed the limitation was not satisfied during the plant operation. In this paper, the fatigue behavior of the socket weld in the nuclear piping was estimated by using the three dimensional finite element method. The results are as follows. (1) The socket weld is susceptible to the vibration if the vibration levels exceed the requirement in the ASME Code OM. (2) The effect of the pressure or temperature transient load on the socket weld in NPPs is not significant because of the very low frequency of the transient during the plant lifetime operation. (3) 'No gap' is very risky to the socket weld integrity for the specific systems having the vibration condition to exceed the requirement in the ASME OM Code and/or the transient loading condition. (4) The reduction of the weld leg size from $1.09*t_1$ to $0.75*t_1$ can affect severely on the socket weld integrity.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 춘계학술대회
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• pp.654-659
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• 2003

PVAP (Pressure Vessel Analysis Program V1.0) was developed by adopting the finite element analysis program ANSYS V6.0, and Microsoft Visual Basic V6.0 was also utilized for the interfacing and handling of input and output data during the analysis. PVAP offers the end user the ability to design and analyze vessels in strict accordance with ASME Section VIII, Division 2. More importantly, the user is not required to make any design decisions during the input of the vessel. PVAP consists of three analysis modules for the finite element analysis of the primary components of pressure vessel such as head, shell, nozzle, and skirt. In each module, finite element analysis can be performed automatically only if the end user gives the dimension of the vessel. Furthermore, the calculated results are compared and evaluated in accordance with the criteria given in ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section VIII, Division 2. In particular, heat transfer analysis and consecutive thermal stress analysis for the junction between skirt and head can be carried out automatically in the skirt-tohead module. Finally, report including the above results is created automatically in Microsoft Word format.

• 기계저널
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• 제18권4호
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• pp.35-40
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• 1978

여기서 상기 ASME Code에 대하여 간단히 설명하기로 한다. ASME Code 는 첫부분에서 ASME Code의 적용을 받아야 하는 압력용기를 정의하고, 압력용기의 건설에 관한 일반원칙을 설명한후 그 다음에는 세개의 Subsection으로 나뉘어져 있다. 즉 Subsection A General Requirements Subsection B Requirements Pertaining to Methods of Fabrication of Pressure Vessels Subsection C Requirements Pertaining to Classes of Material 여기서 Subsection A는 압력용기 재료나 제작방법의 상위와 관계없이 적용하여야 할 일반적인 요구사항을 규정한 것이며, Subsedction B에서는 압력용기의 제작방법을 용접,리벳팅,단조,경납 땜의 4가지로 나누어 각 제작방법에 따른 특수 요구사항을 규정하였고, 마지막으로 Subsection C 는 재료에 따른 특수 요구사항을 규정한 것이다. 이 각 Subsection은 다시 General, Materials, Design, Fabrication, Inspection and Tests, Stamping and Reports, Pressure Relief Devices로 나누어 이에 대한 각각의 요구사항들을 설명하고 있다. 그러나 이 기술기준에서는 제정방향으로, 다음의 목차에서도 알 수 있는 바와 같이 이들의 순서를 바꾸어 총칙,재료,설계,제작, 검사 및 시험, 압력릴리프장치를 배치한 후 이미 KS B 6231에 제정되어 있는 것은 그 규정을 대부분 그 대로 인용하였고, 그렇지않은 것은 우리의 실정을 참작하여 삭제, 보완, 수정하였다. 삭제한 내용 중 대표적인 것으로 공인검사관(Authorized Inspector) 및 Stamping and Reports 에는 9개의 Mandatory Appendix 와 16개의 Nonmandatory Appendix가 있는데, 이둘 중 이 기술기준에서 필요하다고 생각되는 것은 발췌 수록하였다. 단위에 대해서는 국가시책에 따라 메트릭 시스템을 사용하였고 단위의 환산에서 야기되는 소수점등의 처리는 공학적인 판단에 의거하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제30권4호
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• pp.380-385
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• 2010

국내 가동중 원자력발전소는 KEPIC MI 또는 ASME Code Sec. XI 등의 기술기준에 따라 가동중검사를 수행하며, 이를 통해 주요 기기 및 배관의 건전성을 확인하고 있다. 하지만, 원전 설계단계에서 고려되지 못한 다양한 손상기구에 대해서는 별도의 강화 검사프로그램을 통해 건전성을 확인하고 있다. 이러한 강화 검사프로그램에 대한 요건은 규제기관에서 개발하거나, 발전사업자가 자발적으로 규정을 마련하는 경우가 있으며, 사업자가 개발한 검사프로그램에 대해서는 규제기관의 심사과정을 거쳐 적합성 여부를 확인하고 있다. 본 논문에서는 원자력발전소 설계단계에서부터 반영된 기술기준 KEPIC 또는 ASME Code에 따른 가동중검사 외에, 발전소 손상경험 등을 반영하여 강화된 검사프로그램을 중점적으로 고찰하고, 비파괴검사 관련 요건을 검토하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권8호
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• pp.1115-1126
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• 2009

As one of the ways to enhance the economical features in sodium-cooled fast reactor development, the concept of an integrated steam generator and pump system (ISGPS) is proposed from a structural point of view. And the related intermediate heat transfer system (IHTS) piping layout compatible with the ISGPS is described in detail. To assure the creep design lifetime of 60 years, the structural integrity is investigated through high temperature structural evaluation procedures by the SIE ASME-NH computer code, which implements the ASME-NH design rules. From the results of this study, it is found that the proposed ISGPS concept is feasible and applicable to a commercial SFR design.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1616-1629
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• 2023

To quantify the conservatism of existing ASME strain-based evaluation methods for seismic loading, this paper presents very low cycle fatigue test data of elbows under various cyclic loading conditions and comparison of evaluation results with experimental failure cycles. For strain-based evaluation methods, the method presented in ASME BPVC CC N-900 and Sec. VIII are used. Predicted failure cycles are compared with experimental failure cycle to quantify the conservatism of evaluation methods. All methods give very conservative failure cycles. The CC N-900 method is the most conservative and prediction results are only ~0.5% of experimental data. For Sec. VIII method, the use of the option using code tensile properties gives ~3% of experimental data, and the use of the material-specific reduction of area can reduce conservatism but still gives ~15% of experimental data.