• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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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.

• 한국강구조학회 논문집
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• 제24권6호
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• pp.647-657
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• 2012

원자력 배관 시스템은 엄격한 설계기준에 따라 제작 되었음에도 불구하고, 장기 사용에 따라 발생하는 감육 및 균열에 의한 파손 사례가 보고되고 있다. 이에 본 연구에서는 스테인리스강 배관 시험체의 단조하중 및 반복하중 재하실험을 실시하여 국부 감육과 균열의 손상유무 및 0%, 35%, 75%의 손상정도가 배관의 파괴거동에 미치는 영향을 실험적으로 검토하였다. 본 실험에서는 실제 원자력 발전소에서 사용되고 있는 직경 3인치 TP316 스테인리스강 엘보우와 직관 배관을 대상으로 하여, 인위적으로 곡관부와 용접부에 0%, 35%, 75%의 국부적인 감육과 균열을 도입하고 20MPa의 내압을 가한 후 재하실험을 실시하였다. 그 결과, 국부 감육 및 균열의 손상정도가 파괴모드, 최대하중, 반복회수 및 에너지흡수율에 미치는 영향을 정량적으로 평가하였다. 그리고 휨 모멘트를 이용하여 ASME의 결함 허용기준을 평가하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.796-802
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• 1995

본 연구의 목적은 원자력 배관용 스테인레스강의 J-R곡선을 예측하기 위한 2가지 방법 올 제시하는 것이다. 첫 번째 방법에서는 균열길이/시편폭 비를 변수로 한 탄소성 유한요소해석을 수행하여 파괴변형률에 근거한 P-$\delta$곡선을 얻고, 이 결과로부터 일반궤적법을 응용하여 J-R곡선을 구하였다. 두 번째 방법에서는 $\sigma$-$\varepsilon$곡선과 J-R곡선의 상관관계를 통계처리하여 응력-변형률시험결과로부터 J-R곡선을 예측할 수 있는 실험식을 제시하였다. 본 연구에서 제시한 방법들을 이용하여 구한 예측결과는 실험결과와 대체로 잘 일치하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권7호
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• pp.727-734
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• 2014

본 논문은 유한요소 기반 다중스케일 연성파손모사 기법을 이용하여 결함이 존재하는 실배관의 파괴거동을 예측한다. 수정응력 파괴변형률 모델을 손상기준으로 선정하고 유한요소 손상해석을 통해 균열진전을 모사한다. 기준식의 결정에는 인장시험과 파괴인성시험 결과만이 요구되며 온도 $288^{\circ}C$ SA333 Gr. 6 탄소강에 적용하여 결과를 제시하였다. 요소크기-의존성 임계손상모델을 도입하여 손상해석의 수치해석적인 불안정성을 개선하였다. 본 연구에서 제안하는 가상시험법의 검증을 위해 미국 바텔 연구소에서 수행한 실배관 실험결과와 예측결과를 비교한다.

• 한국가스학회지
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• 제16권3호
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• pp.54-64
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• 2012

실 배관을 평가하는 DWTT (Drop Weight Tearing Test)의 파괴인성 값은 실 배관의 파괴인성 값 및 연성취성천이 온도를 예측할 수 있는 실험방법이므로, 최근 DWTT의 값에 대한 중요성이 증가되고 있다. 본 연구에서는 API X70과 API X65 라인파이프강의 DWTT 후의 온도에 따른 연성파면율, 역파면율, 흡수에너지와 온도 $-60^{\circ}C$~상온)와의 관계를 비교분석 하고자 하였다. X65과 X70의 값에서 마찬가지로 연성파면율 및 흡수에너지는 온도가 낮아질수록 함께 낮아지는 경향을 보였으며, X70의 경우에는 $-40^{\circ}C$ 까지 연성파괴를 보이는 반면, X65는 $-30^{\circ}C$ 까지 연성파괴를 보였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집A
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• pp.453-458
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• 2001

Pipelines have the highest capacity and are the safest and the least environmentally disruptive way for gas or oil transmission. Recently, failures due to corrosion defects have become of major concern in maintaining pipeline integrity. A number of solutions have been developed for the assessment of remaining strength of corroded pipelines. However, these solutions are known to be dependent on material properties and pipeline geometries. In this paper, a Fitness-For-Purpose type limit load solution for corroded gas pipelines made of the X65 steel is proposed. For this purpose, a series of burst tests with various types of corrosion defects are performed. Finite element simulations are carried out to derive an appropriate failure criterion. And then, further, extensive finite element analyses are performed to obtain the FFP type limit load solution for corroded X65 gas pipelines as a function of defect depth, length and pipeline geometry. And also, a window based computer program far the assessment of corrosion defect, which is named as COPAP(COrroded Pipeline Assessment Program) has been developed on the basis of proposed limit load solution.

• 대한기계학회논문집A
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• 제23권7호
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• pp.1182-1195
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• 1999

The purpose of this study is to investigate experimentally the effects of both seismic loading and crack length on the fracture behavior of piping system with a circumferential crack in nuclear power plants. The experiments were performed using both large scale piping system facility and 4 points bending test machine under PWR operating conditions. The difference in the load carrying capacities between cracked piping and non-cracked piping was also investigated using the results from experiments and numerical calculations. The results obtained from the experiments and estimation are as follows : (1) The safety margin under seismic loading is larger than those under quasi static loading or simple cyclic loading. (2) There was no significant effect of crack length on tincture behavior of piping system with both a surface crack and a through-wall crack. (3) The load carrying capacity in cracked piping was reduced by factors of 7 to 46 compared to non-cracked piping.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제25권1호
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• pp.112-119
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• 2021

지진하중으로 인한 배관계통의 파괴모드는 라체트를 동반하는 저주기 피로파괴이며 비선형 거동이 집중되고 파손이 발생하는 요소는 엘보인 것으로 나타났다. 본 연구에서는 저주기 피로에 의한 SCH 40 3인치 탄소강관엘보의 파괴기준을 정량적으로 표현하기 위하여 한계상태를 누수로 정의하고 면내반복가력실험을 수행하였다. 배관계통에서 지진하중에 취약한 요소인 탄소강관엘보에 대하여 모멘트-변형각의 관계를 이용한 손상지수를 나타내었으며 힘-변위의 관계를 이용하여 산정된 손상지수와 비교-분석하였다. 탄소강관엘보에 대하여 반복되는 외력에 의한 소산에너지에 기반을 둔 손상지수로서 누수가 발생한 한계상태를 정량적으로 표현하였다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제26권4호
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• pp.30-39
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• 2022

원자력발전소 주요기기의 건전성 유지는 구조물의 안전성과 관련하여 매우 중요한 문제로 인식되고 있으며 배관시스템의 건전성은 원자력발전소의 안전과 관련된 매우 중요한 문제이다. 지진하중으로 인한 배관시스템의 실제 파괴모드는 피로균열에 의한 누수이며 구조적인 손상 메커니즘은 소성변형을 발생할 수 있는 큰 상대변위로 인한 저주기 피로이다. 이 연구에서는 원자력발전소의 배관시스템에서 3인치의 강재 직관과 강재 배관 Tee로 구성된 시험체에 대하여 다양한 크기의 일정한 진폭에 대하여 면내반복가력실험을 수행하였다. 지진하중으로 인한 배관시스템에서 발생하는 상대변위를 고려하기 위하여 하중진폭을 증가시켰으며, 강재 배관 Tee의 한계상태인 피로균열에 의한 누수가 발생할 때까지 수행하였다. 힘과 변위의 관계에 대하여 손상모델에 기반을 둔 손상지수를 이용하여 한계상태를 표현하였다. 그 결과 손상지수를 이용하여 강재 배관 Tee의 한계상태를 정량적으로 표현할 수 있음을 확인할 수 있었다.