http://chineseinput.net/에서 pinyin(병음)방식으로 중국어를 변환할 수 있습니다.
변환된 중국어를 복사하여 사용하시면 됩니다.
원주방향 표면 결함이 존재하는 배관에 가해지는 비틀림을 포함한 복합하중에 대한 한계하중식 제시
류호완(Ho-Wan Ryu),한재준(Jae-Jun Han),김윤재(Yun-Jae Kim) 대한기계학회 2015 大韓機械學會論文集A Vol.39 No.5
후쿠시마 원전 사고 이후로 원자력 발전 플랜트의 배관 시스템에 가해지는 비틀림 하중의 영향에 대한 연구가 여러 연구자들에 의해서 수행되었다. 발전 플랜트의 원주방향 균열을 포함한 배관은 정상운전 조건이나 갑자기 발생한 사고에 의해서 굽힘과 비틀림과 같은 하중을 받을 수 있다. ASME 코드에서는 균열 배관의 구조건전성 확보를 위해서 한계하중 기법을 사용해서 완전소성 파단에 대한 결함 평가를 제공한다. 최근 개정된 코드에 따르면, 복합하중은 막응력과 굽힘 응력만을 포함하고 있다. 실제로 운전 환경에서 비틀림 하중이 가해질 수 있음에도 불구하고, 비틀림 하중을 평가하는 방법론에 대해서는 언급하지 않았다. 본 논문에서는 한계하중 분석을 기반으로 원주방향 균열 존재하는 배관에 단순 굽힘과 단순 비틀림, 인장을 포함한 굽힘 비틀림 복합하중이 가해질 경우에 대한 유한요소해석 결과를 포함하고 있다. 전단면 완전항복 기준을 만족하는 한계하중 이론해를 제안하고 유한요소해석을 통해서 이를 검증하였다. Since the Fukushima nuclear accident, several researchers are extensively studying the effect of torsion on the piping systems In nuclear power plants. Piping installations in power plants with a circumferential crack can be operated under combined loading conditions such as bending and torsion. ASME Code provides flaw evaluations for fully plastic fractures using limit load criteria for the structural integrity of the cracked pipes. According to the recent version of Code, combined loadings are provided only for the membrane and bending. Even though actual operating conditions have torsion loading, the methodology for evaluating torsion load is not established. This paper provides the results of limit load analyses by using finite element models for circumferentially cracked pipes under pure bending, pure torsion, and combined bending and torsion with tension. Theoretical limit load solutions based on net-section fully plastic criteria are suggested and verified with the results of finite element analyses.
고밀도 폴리에틸렌 융착부에 대한 단기간 파손 평가법 개발
류호완(Ho-Wan Ryu),한재준(Jae-Jun Han),김윤재(Yun-Jae Kim),김종성(Jong-Sung Kim),김정현(Jeong-Hyeon Kim),장창희(Chang-Heui Jang) 대한기계학회 2015 大韓機械學會論文集A Vol.39 No.4
최근 미국에서는 가동기간이 오래된 원전 매설배관에서 부식 및 침식에 의해 삼중수소 누설로 지하수가 오염되는 사례가 급증하고 있다. 따라서, 현재 원전 안전등급 매설배관으로 사용되고 있는 금속재료의 배관을 대신해서 부식 및 침식 등의 열화 손상에 대한 저항성이 우수한 고밀도 폴리에틸렌(HDPE) 배관을 ASME Code Class 3 안전계통 배관으로 사용하기 위한 연구가 수행되고 있다. 본 연구에서는 발전소 가동 중 매설배관에 가해질 수 있는 하중과 온도 범위를 바탕으로 HDPE 배관 융착부에 대한 인장 시험과 저속균열성장 (SCG) 시험을 수행하였다. 시험 결과로 얻은 SCG 시험편의 파단면을 분석하여 HDPE 재료의 파손 기구를 파악하였다. 이를 바탕으로 3D 유한요소 해석을 이용하여 균열이 있는 HDPE 재료가 버틸 수 있는 한계하중에 대한 검증을 수행하였다. In the US, the number of cases of subterranean water contamination from tritium leaking through a damaged buried nuclear power plant pipe continues to increase, and the degradation of the buried metal piping is emerging as a major issue. A pipe blocked from corrosion and/or degradation can lead to loss of cooling capacity in safety-related piping resulting in critical issues related to the safety and integrity of nuclear power plant operation. The ASME Boiler and Pressure Vessel Codes Committee (BPVC) has recently approved Code Case N-755 that describes the requirements for the use of polyethylene (PE) pipe for the construction of Section III, Division 1 Class 3 buried piping systems for service water applications in nuclear power plants. This paper contains tensile and slow crack growth (SCG) test results for high-density polyethylene (HDPE) pipe welds under the environmental conditions of a nuclear power plant. Based on these tests, the fracture surface of the PENT specimen was analyzed, and the fracture mechanisms of each fracture area were determined. Finally, by using 3D finite element analysis, limit loads of HDPE related to premature failure were verified.
설계기준초과지진 하의 원전 배관 구조건전성 평가를 위한 변형률 기반 방법
이대영,박흥배,김진원,류호완,김윤재,Lee, Dae Young,Park, Heung Bae,Kim, Jin Weon,Ryu, Ho Wan,Kim, Yun-Jae 한국압력기기공학회 2016 한국압력기기공학회 논문집 Vol.12 No.2
Following the 2011 Fukushima Nuclear Power Plant accident, the IAEA has issued a revised version of the Nuclear Safety Standard for beyond design basis earthquake to consider the core meltdown accident. In Korea, relevant laws and regulations were also revised to consider beyond design basis earthquake to nuclear components. In this paper, CAV, an seismic damage factor that determines the restart of nuclear power plant after operating breakdown earthquake, is proposed for extension to the beyond design basis earthquake. For pipings not satisfying the beyond design basis earthquake condition, several evaluation methods are suggested, such as strain-based evaluation methods, simple nonlinear analysis method and cumulative damage evaluation method.
배경동(Kyung-Dong Bae),류호완(Ho-Wan Ryu),김윤재(Yun-Jae Kim),오영진(Young-Jin Oh) 대한기계학회 2015 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2015 No.11
Complex crack is the form of crack existing through-wall crack and surface crack at the same time. Complex crack is mainly caused by PWSCC phenomenon in pipe with overlay maintenance welding. Unlike through-wall cracked pipe and surface cracked pipe, complex cracked pipe has a complex behavior. Generally, through-wall cracked pipe which has thickness of complex cracked pipe ligament is used to evaluate complex cracked pipe. However, this method has conservative results in limit load evaluation (netsection collapse load). Therefore, in this paper, equivalent thickness concept is introduced in method for evaluation complex cracked pipe and this method using equivalent thickness is validated.
C(T) 시편 측면 홈 유무에 따른 파괴저항곡선 변화가 유한요소 손상모델 변수 결정에 미치는 영향 평가
김훈태(Hune-Tae Kim),류호완(Ho-Wan Ryu),김윤재(Yun-Jae Kim),김종성(Jong-Sung Kim),최명락(Myung-Rak Choi),김진원(Jin-Weon Kim) 대한기계학회 2016 大韓機械學會論文集A Vol.40 No.6
본 연구에서는 C(T) 시편 측면 홈의 유무에 따른 J-R 곡선의 변화가 유한요소 손상해석의 모델변수 결정에 미치는 영향을 알아보았다. 손상해석은 수정 응력 파괴변형률 모델을 이용하였다. C(T) 시편은 SA508 Gr. 1a 배관재에서 채취하였고 일부에 측면 홈이 가공되었다. 시험은 상온과 원전 운전 온도인 316℃에서 각각 수행되었으며, 시험 결과 얻은 J-R 곡선을 모사하여 손상모델 변수를 얻었다. 그 결과, 측면 홈의 유무에 따른 J-R 곡선의 변화는 손상모델 변수 결정에 영향을 주지 않음을 확인하였다. In this paper, the effect of J-R curve changes on the determination of parameters in a failure model owing to the presence or absence of a side groove in a C(T) specimen is investigated. A stress-modified fracture strain model is implemented for FE damage simulations. C(T) specimens were taken from SA508 grade 1a low-alloy steel piping material, and some of them were processed with a side groove. Fracture toughness tests were performed at room temperature and at 316℃. The parameters of the failure model were determined by damage simulations using the J-R curves obtained from the tests. Finally, the results show that the determination of failure model parameters is not affected by variations in J-R curves owing to the presence or absence of a side groove.