• Journal of the KSME
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• v.51 no.12
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• pp.37-41
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• 2011

이 글에서는 원전배관의 안전설계 개념인 양단순간파단(DEGB: Double Ended Guillotine Break) 및 파단전누설(LBB: Leak Before Break)에 대해 설명하고, 파단전누설 설계를 위한 다양한 실배관 파과저항시험 방법 및 실배관 파괴저항시험의 필요성에 대해 소개하고자 한다.

• 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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• 1998.05b
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• pp.48-53
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• 1998

원자력 발전소 배관계통에 파단전 누설 (LBB) 설계개념의 적용을 위해서는 원자로 가동온도에서의 재료의 파괴저항성 평가가 필수적이다. 본 연구에서는 국내 원자로의 1차 냉각계통배관의 엘보우 소재로 사용되는 SA516-Gr.70 강의 파괴저항성에 미치는 DSA (Dynamic Strain Aging, 동적변형시효) 영향을 고찰하였다. 파괴저항성 평가를 위해 원자로 가동온도를 포함한 상온~50$0^{\circ}C$ 온도영역에서 준정적 하중에서부터 지진 하중 정도의 동적 하중까지 하중속도를 달리하여 직류전위차법 (DCPD) 이용하여 J-R 시험을 행하였다. J-R 시험결과, SA516-Gr.70 강은 특정한 온도와 하중속도의 조합에서 파괴저항성이 크게 떨어지는 양상을 보였으며, 낮은 파괴저항성을 나타내는 온도는 하중속도가 증가함에 따라 높은 온도쪽으로 이동하는 전형적인 DSA 감수성을 보였다. 인장시험을 통해서도 큰 폭의 serration 이 관찰되었으며 SA516-Gr.70 강에서 파괴저항성의 변화와 DSA 현상과의 연관성을 고찰하였다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2001.06a
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• pp.357-362
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• 2001

The pipe fracture tests were performed on 102mm-Sch.80 carbon steel pipe with various local wall thinning shapes, in order to understand failure behavior of thinned pipe. Pipe specimens were subjected to monotonic bending moment, using 4-points loading system, under internally pressurized condition. From the results of experiment, the failure mode, load carrying capacity, and deformability of local wall thinning pipe were investigated. Failure mode of thinned pipe depended on magnitude of internal pressure and thinning length as well as loading direction and thinning depth and angle. The variation in load carrying capacity and deformability of thinned pipe with length of thinned area was determined by stress type appled to thinning region and circumferential thinning angle. Also, the effect of internal pressure on failure behavior was dependent on failure mode of thinned pipe, and it promoted crack occurrence and mitigated local buckling at thinned area.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.3
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• pp.353-360
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• 1993

Many types of pipe whip restraints are installed to protect the structural components from the anticipated pipe whip phenomena of high energy lines in nuclear power plants. It is necessary to investigate these phenomena accurately in order to design the pipe whip restraints properly and/or to evaluate the acceptability of the pipe whip restraint design. Various research programs have been conducted in many countries to develop analytical methods and to verify the validity of the methods. In this study, various types of finite elements in ANSYS[1], the general purpose finite element computer program, was used to simulate the postulated pipe whips to obtain impact loads and the calculated results were compared with the specific experimental results from the sample pipe whip test for the U-shaped pipe whip restraints. Some calculational models, having the gap element or the spring element between the pipe whip restraint and the pipe line, give reasonably good transient responses of the restraint forces compared with the experimental results, and could be useful in evaluating the acceptability of the pipe whip restraint design.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.40 no.3
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• pp.165-172
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• 2016

An experimental study of the thermal-hydraulic characteristics of passive safety systems (PSSs) was conducted using a system-integrated modular advanced reactor-integral test loop (SMART-ITL). The present passive safety injection system for the SMART-ITL consists of one train with the core makeup tank (CMT), the safety injection tank, and the automatic depressurization system. The objective of this study is to investigate the injection effect of the PSS on the small-break loss-of-coolant accident (SBLOCA) scenario for a 0.4 inch line break in the safety-injection system (SIS). The steady-state condition was maintained for 746 seconds before the break. When the major parameters of the target value and test results were compared, most of the thermal-hydraulic parameters agreed closely with each other. The water level of the reactor pressure vessel (RPV) was maintained higher than that of the fuel assembly plate during the transient, for the present CMT and safety injection tank (SIT) flow rate conditions. It can be seen that the capability of an emergency core cooling system is sufficient during the transient with SMART passive SISs.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.28 no.4
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• pp.323-330
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• 2008

High cycle bending fatigue of socket welded small bore pipe was characterized, and also the fatigue crack initiation of small bore pipe was monitored in situ by the acoustic emission (AE) technique. The STS 316L stainless steel specimens were prepared by gas tungsten arc welding (GTAW) process having the artificial defect (i.e., lack of penetration) and defect free at the root. The fatigue failure was occurred at the loc for high stress and root for relatively low stress. The crack initiation cycles ($N_i$) was defined to the abrupt increase in AE counts during the fatigue test, and then the cracks were observed by the radiographic test and electron microscope before and after the fatigue crack initiation cycles. The socket welded pipe damaged by bending fatigue was studied regarding the welding defect, failure mode, and crack initiation cycles for the diagnosis and monitoring.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.305-311
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• 1998

최근들어 고려된 LBB(Leak Before Break) 적용요건중 동적파괴시힘 절차에는 울진 3&4호기 이후 파단전누설개념이 적용되는 배관이 탄소강으로 제작될 경우. 이 배관이 Dynamic Strain Aging (DSA)에 의해 파괴저항치가 감소되지 않는다는 것이 정량적으로 입증되지 않는 한, 동 배관의 파괴 물성치 결정시 DSA의 영향이 고려되어야 하며, DSA 영향을 평가하기 위해서는 동적과괴시험이 수행되어야 함을 요건화 하고 있다. 본 연구에서는 DSA 효과에 의한 파괴저항(J-R) 특성의 저하가차세대원전 원자로냉각재배관 파단전누설개넘(LBB) 적용시 설계 안전여유도에 영향을 미치지 않는 정도임을 평가하는데 있다. 따라서 ASME Section III에서 탄소강으로 분류하고 있는 강종별 파괴인성 변화를 고찰하고, 차세대원전 주냉각재배관 재료인 SA508 Class la의 최대 파괴인성 감소치를 예측하여, 울진 3&4호기에서 측정된 엘보우용 SA516-Gr.70 강의 DSA 영향 평가 결과와 비교 분석하여 차세대원전 주냉각재배관의 DSA영향을 평가하였다. 도출된 결론으로는 DSA 영향을 고려한 SA508 Class la의 J 및 dJ/dA 값은 극히 보수적으로 추정할 때 50% 이상 감소하는 것으로 예측된다. 이러한 DSA 영향을 고려하였을 경우 배관재 모재의 파괴인성치는 Weld-SAW의 J/T 값 수준으로 감소하였다. 그러나 현 LRB 해석이 가장 낮은 J/T값을 갖는 Weld-SAW Auto의 균열길이 2a인 J/T선도에 의거하여 수행되고 있다는 점을 고려한다면 비록 DSA가 배관재에 영향을 주는 가장 보수적인 값(J 및 dJ/dA값을 50% 이상)을 사용한다고 하더라도 차세대원전 LBB 적용에 문제가 되지 않음을 알 수 있다. 즉 차세대원자로 주냉각재배관에 LBB를 적용하는데는 DSA 영향은 상대적으로 중요하지 않다는 결론을 얻었다. 표면에 수소화물이 농축되어 있는 hydride layer가 형성됨을 관찰하였으며 ～5,000ppm 이상의 경우에는 수소화물의 방향성이 random하였으며 특히, ZIRLO$^{TM}$ 시편의 경우에서는 원주방향으로 길게 이어진 수소화물과 기계적 성질에 치명적인 반경방향의 수소화물이 평행하게 배열된 것을 관찰하였다.하였을 때는 Li$_2$O의 첨가에 의해 치밀화가 주로 일어났고, 반면에 $N_2$-7vol.%H$_2$ 분위기에서 소결하면 Li$_2$O의 첨가에 의해 작은 기공은 소멸되고 큰 기공이 생성되었다.지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minimal $X^{0}$ elements)로 가정한다. 즉, [+wh] 의미의 겹의문사는 동일한 구성요 소를 지닌 병렬적 합성어([$[W1]_{XO-}$ $[W1]_{XO}$ ]$_{XO}$)로

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.39 no.4
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• pp.405-413
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• 2015

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.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.28 no.4
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• pp.352-361
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• 2004

One important element of the Leak-Before-Break analysis of nuclear piping is how to determine relevant fracture toughness (or the J-resistance curve) for nonlinear fracture mechanics analysis. The practice to use fracture toughness from a standard C(T) specimen is known to often give conservative estimates of toughness. To improve the accuracy, this paper proposes a new method to determine fracture toughness using a nonstandard testing specimen, curved wide-plate in tension. To show validity of the proposed curved wide-plate test, the J-resistance curve from the full-scale pipe test is compared with that from the curved wide-plate test and that from the C(T) specimen. It is shown that the J-resistance curve form the curved wide-plate tension test is similar to, but that from the C(T) specimen is lower than, the J-resistance curve from the full-scale pipe test. Further validation is performed by investigating crack-tip constraint conditions via detailed 3-D FE analyses, which shows that the crack-tip constraint condition in the curved wide-plate tension specimen is indeed similar to that in the full-scale pipe under bending.