증기 발생기 전열관의 파열 사고는 지난 20년 동안 2년마다 1개씩의 비율로 발생되어왔고 최근 몇 년간은 매년 발생되고 있는 추세이다(3). 전열관의 파열 사고는 응력부식균열, 피로 그리고 마멸 등의 원인에 의해서 발생되고 있는 것으로 알려져 있다. 초기 발전소에서 균열의 발생 및 성장은 축 방향 균열에 국한하여 관심을 가졌었으나 최근 원주 방향 균열에 의한 사고가 발생되면서 원주 방향 균열에 대해 관심을 가지게 되었다.(중략)
이 논문에서는 경간장이 30 m인 표준 PSC I 거더의 정착부 거동을 평가하기 위한 실험적 연구를 수행하였다. 현재 사용되고 있는 표준 PSC I 거더의 정착부 파열보강철근은 텐던 긴장으로 인한 단부 콘크리트의 응력흐름을 정확히 반영하지 못 한 채 설계되었고, 과대보강으로 인해 콘크리트 타설 시 작업성이 크게 떨어지고 있는 실정이다. 따라서 이 논문에서는 표준 PSC I 거더와 동일한 단면을 갖는 실험체 3개를 제작하여 인장실험을 수행하였다. 각 실험체의 파열보강철근은 100 mm, 200 mm, 300 mm 간격의 격자형으로 배근되었다. 실험결과, 파열균열 긴장력은 모든 실험체에서 설계 긴장력의 1.6배 내외로 나타났고, 파열균열은 정착단부 내부에서 수직방향으로 발생하였다. 또한 설계 긴장력의 2.7배까지 긴장력을 도입한 결과, 파열보강철근 간격이 300 mm인 실험체의 일부 수평방향 파열보강철근만 항복되었다. 따라서 표준 PSC I 거더의 정착부 파열보강철근은 도로교설계기준에서 제한하고 있는 최대 간격 300 mm를 만족시키는 것만으로도 파열력에 대한 안전성을 충분히 확보할 수 있음을 확인하였다.
본 연구에서는 균열콘크리트에 매입된 선설치앵커의 정적 전단하중에 대한 콘크리트 파열파괴강도 평가 실험을 수행하였다. 이를 위해 앵커 직경 30mm, 연단거리 150mm, 매입깊이 240mm인 비균열 시험체 2개와 전단하중에 수직한 방향과 평행한 방향의 균열을 모사한 시험체 각각 3개씩에 대해 실험을 수행하였다. 실험으로부터 하중 직각방향 균열 시험체는 비균열 시험체에 비해 강도의 저하가 없었으며 하중 평행 방향 균열 시험체는 91%의 강도를 보였는데, 이는 ACI 318-11의 비균열콘크리트의 저항강도의 84%에 해당하였다. 따라서 현재 ACI 318 기준에서 균열콘크리트의 저항강도를 비균열콘크리트 강도의 71%로 고려하는 것에 비해 작은 감소율을 보였다.
Steam generator tubes experience widespread degradations such as stress corrosion cracking, wear, tube rupture, denting, fatigue and so on. The resulting damages can cause tube bursting or leak of the primary water which contains radioactivity Therefore the allowable size of the damage is required to be determined on the maintenance purpose. The burst pressure of a tube with a T-type combination crack consisting of longitudinal and circumferential cracks is obtained experimentally and analytically. Fracture parameters such as stress intensity factor and crack opening angle are investigated. Also the burst pressure for a T-type combination crack is compared with that of a single longitudinal crack to develop a length-based criteria.
In this research, burst tests for axial notched steam generator tubes were conducted. To measure the burst pressure of notched tubes, a burst testing system was manufactured. The tests were conducted under internal pressure at room temperature. Part-through-wall and through-wall notches which have various geometries with different depths and lengths were machined by electro-discharged-machined(EDM) method. The burst pressure decreased exponentially with increasing notch length and decreased almost linearly with increasing notch depth. A comparison of the burst pressure with existing burst pressure solutions for cracked tube show that the existing solution agree well with the test results.
Operating experience of steam generators shows that the tubes are degraded by stress corrosion cracking, fretting wear and so on. These defected tubes could stay in service if it is proved that the tubes have sufficient structural margin to preclude the risk of tube bursting. This paper provides detailed plastic limit pressure solutions for through-wall cracks in the steam generator tubes. These are developed based on three dimensional(3D) finite element analyses assuming elastic-perfectly plastic material behavior. Both axial and circumferential through-wall cracks in free span and in u-bend regions are considered. The resulting limit pressure solutions are given in a polynomial form, and thus can be simply used in practical integrity assessment of the steam generator tubes.
원전을 가동함에 따라 전열관에서는 SCC(stress corrosion cracking), 프레팅(fretting) 등과 같은 다양한 종류의 결함이 발생된다. 이러한 결함이 발생된 전열관에 대해서는 건정성 평가를 수행하여 계속 가동을 수행하던가, 전열관 막음(plugging) 또는 재생보수(sleeve) 등의 보수 작업을 수행하게 된다. 현행 전열관의 구조 건정성 확보를 위한 방안 중의 하나로 결함의 종류, 위치 등에 관계없이 모든 결함에 대하여 40% 관두께 기준을 적용하고 있다[1]. 그러나 현재 적용되고 있는 40% 관두께 보수기준은 전열관의 파열사고 가능성을 완벽하게 차단하지 못하면서도 과도하게 보수적인 측면이 있다.(중략)
화학설비나 산업설비 또는 국가 기간 설비에서 파이프(pipe)는 중요한 위치를 차지하고 있으며 파이프의 파열은 그대로 대형 사고나 설비 가동의 중단으로 연결되는 경우가 많다. 따라서 파이프의 구조건전성을 유지하는 것은 안전의 확보와 생산 설비의 효율적 운용을 위하여 긴요하다. 파이프 재료 내부에는 재료 제작 시, 또는 파이프 제작 시 발생된 결함이나 사용 중 부식이나 피로 등의 영향으로 생성된 결함이 존재한다. 이러한 결함은 파이프의 강도를 낮추게 되고, 파이프의 잔류강도가 사용압력보다 낮아지게 되면 파이프가 파열하게 된다. 따라서 본 글에서는 파이프에 균열이 존재하거나 손상된 경우의 구조안전성 평가를 위하여 필요한 해석방법에 대하여 살펴본다.(중략)
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[게시일 2004년 10월 1일]
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