• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2001.11a
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• pp.169-174
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• 2001

원자력발전소 배관계통에 존재하는 균열을 해석하는 방법으로, 이제까지는 균열을 고려하지 않은 상태에서 지진하중을 고려한 탄성 배관해석을 수행하여, 배관에 작용하는 하중을 구한 후, 다음 단계에서 파괴해석 방법으로 균열을 가정한 탄소성 균열해석을 수행하는 2단계의 해석을 통해 균열안정성을 평가해 왔다. 이러한 방법은 전체 배관의 거동과 배관 내에 존재하는 균열의 거동을 서로 독립적인 것으로 고려하고 있으며 재료물성치로는 설계값을 사용하는 등의 보수적인 가정들을 포함하고 있어 배관에 작용하는 하중 또는 응력을 과도하게 계산하는 결과를 초래하고 있다 특히, 지진하중과 같은 반복적인 외부 동적하중이 작용하는 경우, 배관에 국부적인 소성변형이 발생함에도 이를 단지 탄성거동으로 간주하게 되는 것이다. 이러한 몇몇 보수적 가정들을 포함하고 있는 기존의 해석방법은 지나친 보수성을 가질 뿐만 아니라, 균열에 의한 실제 배관의 파단하중과 계산에 의한 파단하중의 비교로서 배관의 안전여유도를 예측하는 방법으로는 적절하지 못하다.(중략)

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.6
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• pp.725-730
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• 2010

The leak-before-break behavior and the crack opening displacement were investigated of statically indeterminate piping system and statically determinate piping system after a crack penetration. The reduction in the ultimate strength caused by a crack was relatively small in the statically indeterminate piping system. The leak-before-break in the statically indeterminate piping system had a larger safety margin than that in the statically determinate piping system. The crack opening displacement after crack penetration in a pipe with a nonpenetrating crack was evaluated by using a plastic rotation angle.

• Journal of the Korean Society of Fisheries and Ocean Technology
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• v.36 no.2
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• pp.147-154
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• 2000

실온 대기 중에서 탄소강배관(STS370)의 피로시험을 행하였다. 배관에는 외부결함을 인공적으로 상정하여, 피로균열진전 및 관통의 거동, 균열형상, 누설 및 파단수명, 균열개구변위를 실험과 이론의 양면으로부터 비교·검토하였다. 특히, 배관의 벽두께 관통후에 있어서의 응력확대계수를 평가하기 위하여 새로운 식을 제안하였다. 피로균열이 관벽을 관통하기 전에 있어서는 판모델에 의한 Newman-Raju의 응력확대계수 평가식을 이용하므로서 aspect비와 누설수명 등 관통전의 피로균열성장거동을 평가할 수 있음을 나타내었다. 또한, 피로균열이 관벽을 관통한 후에 있어서는 본 논문에서 제안한 배관모델에 의한 응력확대계수의 평가식을 이용하여 관통후의 균열형상, 파단수명 및 균열개구변위 등 관통후의 피로균열성장거동을 평가하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.296-301
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• 1996

이 연구의 목적은 원주방향 균열을 가진 페라이틱 배관의 파괴거동을 실험적으로 평가하는데 있다. 한계하중방법, SC.TNP 방법, R6방법, 그리고 ASME Code방법과 같은 여러 파괴거동 평가 방법의 타당성이 PWR 운전조건(압력:15.5MPa, 온도:228$^{\circ}C$)하에서의 직경 16인치의 대규모 배관파괴실험을 통해 조사된다. 모사지진하중, 단일주파수 사인함수하중, 정하중과 같은 여러 가지 형태의 하중이 배관의 하중지지능력에 미치는 영향이 조사된다. 또한 엘보우부위와 직관부의 영향과 표면균열 및 관통균일의 영향 등도 함께 조사된다. 결과는 다음과 같다. (1) 표면균열을 가진 배관의 파괴거동은 한계하중방법과 SC.TNP 방법에 의해 잘 예측할 수 있다. 반면 관통균열의 경우는 한계하중방법에 의해 잘 예측된다. (2) 모사지진하중하에서는 단일주파수 사인함수하중이나 정하중 하에서 보다 하중지지능력이 크게 예측된다. (3) 엘보우부위와 직관부, 관통균열과 표면균열 사이에 파괴거동에 대한 큰 차이는 없다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.33 no.2
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• pp.138-146
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• 2013

The present paper provides the elastic stress intensity factors(SIFs) of thick-walled cylinder with non-idealized circumferential through-wall cracks. For estimating these elastic SIFs, the systematic three-dimensional(3D) elastic finite element(FE) analyses were performed. In order to consider practical shape of thick-walled cylinder and non-idealized circumferential through-wall crack, the values of thickness of cylinder, reference crack length and crack length ratio were systematically varied. As for loading conditions, axial tension, global bending and internal pressure were considered. In particular, in order to calculate the SIFs of thick-walled cylinder with non-idealized circumferential through-wall crack from those of thick-walled cylinder with idealized circumferential through-wall crack, the correction factor representing the effect of non-idealized crack on the SIFs were proposed in this paper. The present results can be applied to accurately evaluate the rupture probabilities of nuclear piping considering actual crack growth behaviors.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.36 no.12
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• pp.1521-1528
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• 2012

The present paper provides the elastic stress intensity factors (SIFs) and the crack opening displacements (CODs) of a thick-walled pipe with a slanted axial through-wall crack. For estimating these elastic fracture mechanics parameters, systematic three-dimensional elastic finite element (FE) analyses were performed by considering geometric variables, i.e., thickness of pipe, reference crack length, and crack length ratio, affecting the SIFs and CODs. As for loading condition, the internal pressure was considered. Based on the FE results, the SIFs and CODs of slanted axial through-wall cracks in a thickwalled pipe along the crack front and the wall thickness were calculated. In particular, to calculate the SIFs of a thick-walled pipe with a slanted axial through-wall crack from those of a thick-walled pipe with an idealized axial through-wall crack, a slant correction factor representing the effect of the slant crack on the SIFs was proposed.

• Asia-pacific Journal of Multimedia Services Convergent with Art, Humanities, and Sociology
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• v.8 no.3
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• pp.571-578
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• 2018

The deteriorated pipline often causes the unexpected leakage and crack. Negligence and late maintenance leads the enormous damage for gas and water resource. This paper proposes early fault detection and diagnosis algorithm for pipeline using acoustic emission (AE) signals. Early fault detection method for pipeline compares the frequency amplitude of the spectrum to that of the spectrum in normal condition. Larger amplitude of the spectrum indicates abnormal condition. Early fault diagnosis algorithm uses support vector machines (SVM), which is trained for normal and abnormal conditions to diagnose the measured AE signal from the target pipeline. In the experiment, a pipeline testbed is constructed similarly to real industrial pipeline. Normal, 5mm cracked, 10mm holed pipelines are installed and tested in this study. The proposed fault detection and diagnosis technique is validated as an efficient approach to detect early faulty condition of pipeline.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.697-702
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• 1996

원전 배관계통에 LBB를 적용하면 배관파단으로 인한 동적영향(dynamic effect)을 고려하지 않아도 되므로 각종 구조물의 설계가 단순해지고, 배관파단에 대비해 설치하였던 각종 지지구조물들을 제거할 수 있으므로 설계비용 절감 등 경제적 이점을 얻을 수 있다. 본 논문의 목적은 차세대원전 안전주입 및 정지냉각계통 배관에 대해 설계초기단계에서 LBB적용 여부를 판단할 수 있는 배관평가선도를 개발하는 것이다. 이를 위해 먼저 배관재료의 응력-변형률곡선을 사용하여 감지가능한 균열길이를 산출하였으며, 3차원 유한요소해석과 배관재료의 파괴저항곡선을 이용한 균열안정성평가를 수행하여 배관평가선도를 개발하였다. 본 연구에서 개발한 배관평가선도를 배관설계초기단계에 사용하면 LBB적용여부로 인한 설계변경과정이 불필요하므로 전체공기를 단축할 수 있으며, 특정한 배관계통이 아닌 일반 배관계통에 적용할 수 있으므로 LBB해석회수를 상당히 줄일 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.350-355
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• 1998

본 논문은 다양한 파괴역학 해석방법을 이용하여 원주방향 관통균열이 존재하는 탄소강 및 스레인레스강 배관의 하중 지지능력을 예측하기 위한 것이다. 이를 위해 실제적인 기본모델과 배관 및 균열의 형상, 재료물성치를 변화시킨 가상적인 특정모델을 대상으로 순수 굽힘하중 작용조건에서의 공학적 해석 및 유한요소해석을 수행하였으며, 타당성 검토를 위해 문헌에 제시된 실험결과와 비교하였다. 비교결과, 예측한 하중 지지능력은 각 평가방법 뿐만 아니라 배관 및 균열의 형상, 재료특성 등에 따라서도 차이를 보였으나, 전반적으로는 실험결과에 비해 보수적인 결과를 제시하는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.864-869
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• 1998

파단전 누수균열을 일으키는 가장 주요한 파손 형태는 피로파손으로 사료되어, 하나로 일차냉각계통 배관의 피로파손 가능성에 대한 정량적인 해석을 수행하였다. 하나로 일차냉각계통 배관은 발전로에 비해 저온, 저압이므로 ASME Class 3 로 분류되어 설계 완료되었지만 Class 3 절차에 의해서는 피로해석을 구체적으로 수행할 수 없어, 본 연구의 피로해석에 서는 Class 1 절차에 따라 피크응력강도의 범위를 보수적으로 계산하여 피로누적계수를 산정하였다. 일차냉각계통 배관 중에서 피로파괴 가능성이 가장 큰 것으로 예상되는 고응력 지점을 배관응력해석 결과로부터 선택하여 피로해석을 수행하였다. 선택된 분기관 연결부, 앵커 지점 및 butt 용접부의 피로누적계수들이 모두 1 보다 훨씬 작았으므로 열평창과 OBE 지진하중으로 인한 일차냉각계통 배관의 피로파손 가능성은 매우 희박한 것으로 나타났다. 따라서 냉각재 상실시 파단전 누수균열 개념을 적용하기 위한 일차냉각계통 배관의 피로파손에 대한 배관의 건전성은 충분히 입증된 것으로 판단된다.