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논문 기본 정보

자료유형
학술저널
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저널정보
대한기계학회 Journal of Mechanical Science and Technology Journal of Mechanical Science and Technology Vol.20 No.12
발행연도
2006.12
수록면
2,061 - 2,078 (18page)

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The main purpose of this paper is to establish the high temperature structural integrity evaluating procedures for the next generation reactors, which are to be operated at over 500℃ and for 60 years. To do this, comparison studies of the high temperature structural design codes and assessment procedures such as the ASME-NH (USA), RCC-MR (France), DDS (Japan), and R5 (UK) are carried out in view of the accumulated inelastic strain and the creep-fatigue damage evaluations. Also the application procedures of the ASME-NH rules with the actual thermal and structural analysis results are described in detail. To overcome the complexity and the engineering costs arising from a real application of the ASME-NH rules by hand, all the procedures established in this study such as the time-dependent primary stress limits, total accumulated creep ratcheting strain limits, and the creep-fatigue damage limits are computerized and implemented into the SIE ASME-NH program. Using this program, the selected high temperature structures subjected to two cycle types are evaluated and the parametric studies for the effects of the time step size, primary load, number of cycles, normal temperature for the creep damage evaluations and the effects of the load history on the creep ratcheting strain calculations are investigated.
#ASME-NH #Elevated Temperature #Inelastic Strain #Creep-Fatigue #Liquid Metal Reactor #Ratcheting #SIE ASME-NH #Structural Integrity

목차

1. Introduction
2. Intercomparison of Codes and Assesment Procedure
3. Structural Integrity Evaluation by ASME-NH
4. Examples of an Application
5. Parametric Studies Using SIE ASME-NH
6. Conclusions
Acknowledgements
References

참고문헌 (16)

참고문헌 신청
1984, Elevated Temperature Structural Design Guide for Class 1 Components of Prototype Fast Breeder Reactor, PNC N241-84-08, PNC. google schola 1987, 1993, 2002 RCC-MR, Design and Construction Rules for Mechanical Components of FBR Nuclear Islands, AFCEN. google schola 2003, Assessment Procedure for the High Temperature Response of Structures, British Energy Generation Ltd. google schola 2004, ASME Boiler and Pressure Vessel Code Section III, Subsection NH, ASME. google schola ANSYS User's Manual, Volume I and II. google schola

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