Elastic-plastic behavior of nuclear power plant elbow piping under seismic loads has been conducted in this study. Finite element analyses are performed using classical Bilinear kinematic hardening model (BKIN) and Multilinear kinematic hardening model (MKIN) as well as a nonlinear kinematic hardening model (Chaboche model). The influence of internal pressure and seismic loading on ratcheting strain of elbow pipe is studied by means of the three models. The results found that the predicted results of Chaboche model is maximum, closely followed by the predicted results of MKIN model, and the minimum is the predicted results of BKIN model. Moreover, comparisons of analysis results for each plasticity model against predicted results for a equivalent cyclic loading elbow component and for a simplified piping system seismic test are presented in the paper.
This study investigates the effect of the diameter and thickness on crack initiation location and orientation of 90° elbows under in-plane mode displacement-controlled cyclic bending loads. Finite element (FE) analysis of cyclic failure test is conducted for elbow specimens under in-plane mode displacement-controlled cyclic bending to identify the parameters affecting crack location and orientation. Furthermore, parametric FE analysis of the pipe elbows with various pipe nominal sizes and Schedules is performed, and the crack location and orientation from the results of FE analysis are determined. It is found that the crack location and orientation in the pipe elbows are determined mianly by the radius to thickness ratio of pipe elbows (Rm/t). It is also found that the presence of internal pressure slightly increases the value of Rm/t at which the failure mode changes.
Pressure drop were experimentally investigated for ice slurry flowing in the acrylic pipes with inner diameter of 24 mm. Ice slurry was made from 6.5% ethylene glycol-water solution, and the pipes is consisted of horizontal, vertical (upward and downward) and $90^{\circ}$ elbow pipe. The ice Packing factor (IPF) and the flow rate of the experiments were varied from 0 to 30% and from 5 to 70kg/min respectively The measured pressure drop in various pipe positions were compared with those for the solution flow (IPF=0). The pressure drop was larder than that for solution flows as the IPF increased when the flow rate was low or very high. Sharp increases in pressure drop were observed for the cases when IPF is more than 70% in horizontal and vertical pipes, whereas the pressure drop increased with the IPF simultaneously in an elbow pipe.
본 연구에서는 배관 곡관부의 유동가속부식을 일으키는 인자 중 수력학적 인자인 유동형태 변경에 따른 영향을 분석하고 부식을 저감시키는 연구를 추진하였다. 열전달과 물질전달, 물질전달과 유동가속부식의 상사성에 대해 이론적 분석을 통해 확인하고 상용 수치해석 프로그램을 이용하여 국소대류열전달계수를 해석함으로써 곡관부의 물질전달 특성에 대해 고찰하였다. 곡관부 상류의 직관부 내표면 안쪽과 바깥쪽에 요철을 설치하였을 때 최대 국소열전달계수는 기본유동에 비하여 현저히 감소하여 요철의 위치와 형태에 따라 차이가 있으나 24.9%까지 감소함을 확인하였으며, 곡관부 상류의 직관부에 가인드 베인을 삽입하면 가이드 베인에 의한 배관 내측면적 크기에 따라 차이가 있으나 최대 국소열전달계수가 기본유동에 비해 12.5%까지 감소함을 확인하였다.
This study proposed a simulated test method using ring specimen to evaluate the deformation and failure characteristics of pipe elbows under a large amplitude cyclic load. The validity of the test method was demonstrated by finite element (FE) analysis of pipe elbow and ring specimen under cyclic loads. The results showed that the proposed test method adequately simulates the distribution of circumferential strain at crown of pipe elbows where cracks occur under cyclic loads and presents the cyclic hardening behavior of pipe elbows. The parametric FE analysis showed that consistent simulated test results could be obtained when the test section of the ring specimen is longer than 1/2 of the inner diameter of the ring specimen and the radius of the inner loading jig is less than 1/4 of the inner diameter of the specimen.
Kim, Dong-Jin;Kim, Sung-Woo;Lee, Jong Yeon;Kim, Kyung Mo;Oh, Se Beom;Lee, Gyeong Geun;Kim, Jongbeom;Hwang, Seong-Sik;Choi, Min Jae;Lim, Yun Soo;Cho, Sung Hwan;Kim, Hong Pyo
Nuclear Engineering and Technology
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제53권9호
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pp.3003-3011
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2021
A FAC (flow-accelerated corrosion) test was performed for a straight pipe composed of the SA335 Gr P22 and SA106 Gr B (SA106-SA335-SA106) types of steel with welds as a function of the flow rate in the range of 7-12 m/s at 150 ℃ and with DO < 5 ppb at pH levels ranging from 7 to 9.5 up to a cumulative test time of 7200 h using the FAC demonstration test facility. Afterward, the experimental pipe was examined destructively to investigate opposite effects as well as entrance effects. In addition, the FAC rate obtained using a pipe specimen with a 50 mm inner diameter was compared with the rate obtained from a rotating cylindrical electrode. The effects of the complicated fluid flows at the elbow and orifice of the pipeline were also evaluated using another test section designed to examine the independent effects of the orifice and the elbow depending on the distance and the combined effects on orifice and elbow. The tests were performed under the following conditions: 130-150 ℃, DO < 5 ppb, pH 7 and a flow rate of 3 m/s. The FAC rate was determined using the thickness change obtained from commercial room-temperature ultrasonic testing (UT).
The objective of this research is to estimate the crack location and size of a carbon steel pipe by using a laser ultrasound guided wave for the wall thinning evaluation of an elbow. The wall thinning of the carbon steel pipe is one of the most serious problems in nuclear power plants, especially the wall thinning of the carbon steel elbow caused by Flow-Accelerated Corrosion (FAC). Therefore, a non-destructive inspection method of elbow is essential for the nuclear power plants to operate safely. The specimens used in this study were carbon steel elbows, which represented the main elements of real nuclear power plants. The shape of the wall thinning was an oval with a width of 120mm, a length of 80mm, and a depth of 5mm. The L(0,1) and L(0,2) modes variation of the ultrasound guided wave signal is obtained from the response of the laser generation/air-coupled detection ultrasonic hybrid system represent the characteristics of the defect. The trends of these characteristics and signal processing were used to estimate the size and location of wall thinning.
2000년대 이후 대두된 안전, 환경 이슈들로 인해 안전 관리는 더욱 더 중요해졌다. 하지만 안전 관리는 많은 경험적 데이터들을 요구하므로 한계점들이 많다. 안전 분야 중 하나인 배관 안전의 경우 현재 배관을 관리하는 시뮬레이션 프로그램들이 존재하지만, 배관 내부 침식에 대해서는 데이터를 얻기 힘들어 시뮬레이션에 반영이 잘 되어있지 않은 상태이다. 이러한 문제점에서 착안해 본 연구에서는 전산유체역학(CFD)을 이용하여 배관 내부의 곡면에 일어나는 침식을 모사하였고, 계산한 침식 속도를 바탕으로 한계상태함수를 이용하여 배관의 실패 주기를 분석하였다. CFD 대상 배관의 경우 여수 산업 단지에 실제로 운영되고 있는 표본을 사용하였다. DPM (Discrete Phase Model)과 부식 모델을 이용하여 CFD 결과로 $3.093mm{\cdot}yr^{-1}$ 수치의 침식 속도를 얻을 수 있었고, 이 결과를 한계상태함수에 적용한 결과 배관에 누출(leak)을 유발하는데 14.2년, 파열(burst)를 유발하는데 28.2년이라는 실패 주기를 얻어낼 수 있었다. 이러한 과정들을 통해 배관 곡면 침식이 배관 안전 진단에 유효한 실패 모드임을 도출할 수 있었다. 본 연구는 실패 연도를 구할 수 있는 방법론들을 제시하여 데이터의 한계점을 극복하고, 배관 안전 진단에 좀 더 정밀하고 발전된 방법을 제시한 것에 대해 의의를 가진다.
Manual 3D pipeline modeling from LiDAR scanned point cloud data is laborious and time-consuming process. This paper presents a method to extract the pipe, elbow and branch information which is essential to the automatic modeling of the pipeline connection. The pipe geometry is estimated from the point cloud data through the Hough transform and the elbow position is calculated by the medial axis intersection for assembling the nearest pair of pipes. The branch is also created for a pair of pipe segments by estimating the virtual points on one pipe segment and checking for any feasible intersection with the other pipe's endpoint within the pre-defined range of distance. As a result of the automatic modeling, a complete 3D pipeline model is generated by connecting the extracted information of pipes, elbows and branches.
국부적인 두께감소 문제에 대하여 직관부위를 대상으로 한 건전성 평가는 잘 알려져 있으나 엘보우를 대상으로 한 건전성 평가는 최근에 원자력 분야에서는 많은 연구가 이루어지고 있으나 석유화학 플랜트에서 이용되는 건전성 평가 지침서 중 하나인 API579 코드에는 아직 없는 실정이다. 이에 본 연구에서는 엘보우를 대상으로 엘보우의 외부(extrados)와 내부(intrados)에 두께 감소가 있다고 가정한 후 유한요소해석법을 이용하여 두께감소된 엘부우의 건전성평가 해석을 수행하였다. 본 해석 결과는 석유화학 플랜트에서 이용되는 엘보우의 건전성 평가에 이용될 수 있음을 보여주었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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