• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 춘계학술대회
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• pp.670-677
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• 2003

Although Gas Tungsten Arc Welding (GTAW or TIG welding) is considered as high quality and precision welding process, it also has demerit of low melting rate. Narrow-gap TIG welding which has narrow joint width reduces the groove volume remarkably, so it could be shorten the welding time and decrease the overall shrinkage in heavy wall pipe welding. Generally Narrow-gap TIG welding is used as orbital welding process, it is important to select the optimum conditions for the automatic control welding This paper looks at the application and metallurgical properties on Narrow-gap TIG welding joint of heavy wall large austenitic stainless steel pipe to determine the deposition efficiency, the resultant shrinkage and fracture toughness. The fracture toughness depends slightly on the welding heat input.

• 대한기계학회논문집A
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• 제25권3호
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• pp.548-553
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• 2001

A new method to estimate the elastic-plastic J-integral and the crack tip opening displacement (COD) for circumferential through-wall cracked pipes under tension and under bending is proposed for Leak-Before-Break (LBB) analysis. Being based on the reference stress method with further modifications, the proposed method is simple to use and easy to be generalised in practice. Comparison of the CODs, predicted using the proposed method with published pipe test data show overall excellent agreement.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.753-760
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• 1995

본 보고서는 영광 3,4호기 가압기 밀림관(Surge Line)에 대한 파단전누설(Leak Before Break) 개념의 적용방법, 해석절차 및 해석결과에 대하여 기술하고 있다. 영광 3,4호기 가압기 밀림관에 대한 파단전누설해석은 배관계에 대한 정적, 동적 배관해석 결과를 토대로 큰 응력 값이 작용하는 부분에 대하여 수행하였다. 가상균열의 크기는 정상운전상태에서의 하중을 이용하여 결정하였으며 격납용기에 설치된 누설감지장치의 감지능력을 1.0gpm으로 가정하였다. 영광 3,4호기 가압기 밀림관에 대한 파단전 누설해석은 NUREG 1061,Vol.3 및 SRP3.6.3에 근거하여 수행하였으며 해석결과는 동 자료에서 제시하고 있는 적용기준을 만족하고 있는 것으로 평가되었다.

• 한국가스학회지
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• 제3권1호
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• pp.1-7
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• 1999

알루미늄합금(5083-0)의 표면균열시험편의 관통전후의 피로거동을 조사하였다. 관통전의 피로균열형상은 거의 반타원형이며, 측정된 형상비는 Newman-Raju식의 K를 이용하여 계산한 값보다 더 크다. 관통후의 뒷면에서의 피로균열성장거동은 거의 유사하였으며 3영역으로 나누어졌다. 표면균열길이가 긴 경우, 피로균열전파법칙을 사용함으로서 표면균열재의 판두께 관통후의 피로균열 전파특성을 정량적으로 평가될 수 있음을 알 수 있었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제39권7호
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• pp.729-736
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• 2015

본 논문에서는 파단전누설 평가를 위한 J-R 파괴인성시험에 미치는 시편 크기와 측면 홈의 영향을 분석하였다. 이를 위해서 SA508 Gr.1a 배관재에서 채취된 측면 홈이 가공되거나 가공되지 않은 크기가 다른 3종류의 CT 시편(12.7mm 두께의 1T-CT, 25.4mm 두께의 1T-CT, 25.4mm 두께의 2T-CT)을 이용하여 상온과 $316^{\circ}C$에서 J-R 시험을 수행하였다. 시험 결과, 시편 두께에 관계없이 측면 홈이 가공된 시편은 측면 홈이 없는 시편에 비해 낮은 J-R 곡선을 보였으며, 상온에 비해 $316^{\circ}C$에서 측면 홈의 영향이 더욱 뚜렷하였다. 상온에서는 시편의 두께가 감소하고 폭이 증가함에 따라 J-R 곡선이 약간씩 감소하는 경향을 보였으나, $316^{\circ}C$에서는 시편의 두께가 감소하고 폭이 증가됨에 따라 J-R 곡선이 증가하였다. 그러나 SA508 Gr.1a 배관재에서 전체적으로 시편의 폭과 두께에 따른 J-R 곡선의 변화는 크지 않았다.

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

• 한국정밀공학회지
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• 제31권7호
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• pp.623-626
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• 2014

The LBB (Leak Before Break) concept is based on evaluating the fracture toughness. NUREG 1061, Vol.3 announced that the specimen for evaluating fracture resistance needs to have same thickness or thicker than pipe. Therefore, it is difficult to collect specimen from pipe which has same thickness as a pipe. So, ASTM standard suggested the use of standard specimen with 1 inch thickness. However, it has been known that an application of LBB by test results of standard specimen is conservative compare with that by real pipe. In this study, to supplement such conservatism, the evaluation of fracture resistance characteristics was performed with curved CT specimen, which has same thickness and curvature as a pipe. In addition, fracture resistance characteristics of curved CT specimen were compared with those of CT specimen. For this, shape factor F, hpl and g were obtained from FEM analysis using the limit load method.

• 대한기계학회논문집A
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• 제20권6호
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• pp.1843-1853
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• 1996

The objective of this paper is to evaluate the crack stability of the nuclear main stresm pipes, considering the load reduction effect due to the presence of circumferential throuth-wall crack. Also, the optimization techniques are adoped tosimulate the crack effect on the elbow component of the piuping system. By using a general beam elemetn which contains a discontinuous cross-section, the piping analysis is accomplished to acquire the reduced load. Considering this reduced load, it is feasible for the LBB application in nuclear main stresm pipe. Also, by combining an optimization program and a genaral finite element analysis program, the appropriate dimensions of the simplified beam elemtn which represents the effect of crack in elbow could be successfully determined.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제36권1호
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• pp.112-120
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• 2004

The purpose of this paper is to analyze the piping failure frequency for the main feedwater system in domestic nuclear power plants(NPPs) for the application to an in-service inspection(ISI), leak before break(LBB) concept, aging management program(AMP), and probabilistic safety analysis(PSA). First, a database was developed for piping failure events in domestic NPPs, and 23 domestic piping failure events were collected. Among the 23 events, 12 locations of wall thinning due to flow accelerated corrosion(FAC) were identified in the main feedwater system in 4 domestic WH 3-loop NPPs. Two types of the piping failure frequency such as the damage frequency and rupture frequency were considered in this study. The damage frequency was calculated from both the plant population data and damage(s) including crack, wall thinning, leak, and/or rupture, while the rupture frequency was estimated by using both the well-known Jeffreys method and a new method considering the degradation due to FAC. The results showed that the damage frequencies based on the number of the base metal piping susceptible to FAC ranged from $1.26{\times}10^{-3}/cr.yr\;to\;3.91{\times}10^{-3}/cr.yr$ for the main feedwater system of domestic WH 3-loop NPPs. The rupture frequencies obtained from the Jeffreys method for the main feedwater system were $1.01{\times}10^{-2}/cr.yr\;and\;4.54{\times}10^{-3}/cr.yr$ for the domestic WH 3-loop NPPs and all the other domestic PWR NPPs respectively, while those from the new method considering the degradation were higher than those from the Jeffreys method by about an order of one.

• 대한기계학회논문집A
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• 제24권10호
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• pp.2405-2412
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• 2000

A cast stainless steel may experience an embrittlement when it is exposed to approximately 30$0^{\circ}C$ for long period. In the present investigation, The three classes of the thermally aged CF8M specimie n are prepared using an artificially accelerated aging method. Namely, after the specimen are held for 300, 1800 and 3600hrs. at 43$0^{\circ}C$ respectively, the specimens are quenched in water to room temperature. Load versus load line displacement curves and J-R curves are obtained using the unloading compliance method. $J_{IC}$ values are obtained following ASTM E 813-87 and ASTM E 813-81 methods. In addition to these methods, JIC values are obtained using SZW(stretch zone width) method described in JSME S 001-1981. The results of the unloading compliance method are $J_Q$=485.7 kJ/m$^2$ for virgin material, $J_{IC}$ of the degraded materials associated with 300, 1800 and 3600hrs are obtained 369.25 kJ/m$^2$, 311.02 kJ/m$^2$, 276.7 kJ/m$^2$, respectively. The results of SZW method are similar to those of the unloading compliance method. Through the elastic-plastic fracture toughness test, it is found that the value of $J_{IC}$ is decreased with increasing of the aging time. The results obtained through the investigation can provide reference data for a leak before break(LBB) of reactor coolant system of nuclear power plants.