원자력 발전소의 많은 배관들은 고온, 고압 환경에서 사용되고 있으며, 부식에 의한 감육 손상이 빈번하게 발생하고 있다. 이러한 배관의 감육 손상은 원전 설비가 노후화됨에 따라 점차 증가할 것으로 예상된다. 따라서, 배관 부식에 의한 원전 설비의 사고를 예방하기 위해 배관부의 감육 손상 및 부식 결함을 비파괴적인 방법으로 평가할 필요가 있다. 특히, 원자력 발전소의 배관에서 발생하는 감육 손상을 실시간으로 평가하기 위한 레이저 초음파 기술은 기존의 접촉식 방법이 가지는 한계를 넘어 접근이 어려운 부위에서도 측정이 가능하다. 본 연구에서는 비파괴, 비접촉식 평가를 위해 레이저를 이용한 광학적 방법을 적용하였다. 펄스 레이저로 초음파를 발생시키고 레이저 간섭계를 이용하여 초음파 신호를 획득하였으며, 먼저 감육 손상이 없는 배관에서의 초음파 신호를 검출하여 배관 내에서의 종파 속도를 측정하였다. 그리고, 배관의 두께대비 20, 30, 40, 50%의 인위적인 감육 배관을 제작하여 종파 속도를 측정하였다. 측정된 종파 속도를 이용하여 감육 배관의 두께를 계산할 수 있고, 감육 손상 부분(내부결함 깊이)의 정량적 평가도 가능하였다.
Pipe wall thinning is one of severe problems on structural safety in nuclear power plants. A guided wave can be a proper tool for the fast evaluation or monitoring. As for gradual wall thinnings, however, low sensitivity caused by the low reflection coefficient limits the use of the guided wave. In this work, instead of the guided wave reflection at the wall thinning, the variation of dispersion characteristics is concerned. SH waves were employed due to several advantages and the magnetostrictive patch transducers were used for the excitation and sensing of the SH waves. The proposed method were verified with some experiments and showed the feasibility as an effective tool for the inspection of gradual wall thinning.
Monotonic four-point bending tests were conducted on straight pipe specimens, 102 mm in diameter with local wall thinning, in order to investigate the effects of the depth, shape, and location of wall thinning on the deformation and failure behavior of pipes. The local wall thinning simulated natural erosion/corrosion metal loss. The deformation and fracture behavior of the straight pipes with local wall thinning was compared with that of non wall-thinning pipes. The failure modes were classifiedas local buckling, ovalization, or crack initiation, depending on the depth, shape, and location of the local wall thinning. Three-dimensional elasto-plastic analyses were carried out using the finite element method. The deformation and failure behavior, simulated by finite element analyses, coincided with the experimental results.
When pipe components made of carbon steel in nuclear, fossil, and industry plants are exposed to flowing fluid, wall thinning caused by FAC(flow accelerated corrosion) can be generated and eventually ruptured at the position of pressure boundary. The aim of this study is to identify the locations at which local wall thinning occurs and to determine the turbulence coefficient related to local wall thinning. Experiment and numerical analyses for the tee sections of down scaled piping components were performed and the results were compared. In particular, flow visualization experiment which was used alkali metallic salt was performed to find actual location of local wall thinning inside tee components. In order to determine the relationship between turbulence coefficients and local wall thinning, numerical analyses were performed for tee components in the main feedwater systems. The turbulence coefficients based on the numerical analyses were compared with the local wall thinning based on the measured data. From the comparison of the results, the vertical flow velocity component(Vr) flowing to the wall after separating in the wall due to the geometrical configuration and colliding with the wall directly at an angle of some degree was analogous to the configuration of local wall thinning.
In order to assess the integrity of pipes with local thinning area, the plastic strain as well as the elastic strain at the root of thinned region are required particularly when fluctuating load is applied to the pipe. For estimating elastic-plastic strain at local wall thinning area in a straight pipe under tensile load, an estimation model with idealized fully circumferential constant depth wall thinning area is proposed. Based on the compatibility and equilibrium equations a nonlinear estimation equation, from which local elastic-plastic strain can be determined as a function of pipe/defect geometry, material and the applied strain was derived. Estimation results are compared with those from detailed elastic-plastic finite element analysis, which shows good agreements. Noting that practical wall thinning in nuclear piping has not only a circular shape but also a finite circumferential length, the proposed solution for the ideal geometry is extended based on two-dimensional and three-dimensional numerical analysis of pipes with circular wall thinning.
The present study proposes the integrity evaluation model for a straight pipe with local wall thinning defect, which reflects the characteristics of training shape and loading condition in the Piping of nuclear power plant. For this purpose, a series of finite element analyses are performed under various defect geometries and loading conditions, and real pipe experiment data performed previously is employed. The model includes the effect of thinning length as well as thinning depth and width, and also it considers the combined loading effect between internal pressure and bending moment. The proposed model has been validated using the results of finite element analysis and pipe experiment data. The results indicate that the proposed model provides more reliable predictions of pipe failure than the current existing model, in terms of accuracy, consistency, and conservativeness of results.
Fracture behaviors of pipes with local wall thinning are very important for the integrity of nuclear power plant. In pipes of energy plants, sometimes, the local wall thinning may result from severe erosion-corrosion (E/C) damage. However, the effects of local wall thinning on strength and fracture behaviors of piping system were not well studied. In this paper, the monotonic bending tests were performed of full-scale welded and unwelded carbon steel pipes with local wall thinning. A monotonic bending load was applied to straight pipe specimens by four-point loading at ambient temperature without internal pressure. The observed failure modes were divided into four types; ovalization, crack initiation/growth after ovalization, local buckling and crack initiation/growth after local buckling. Also, the strengths of welded and unwelded piping system with local wall thinning were evaluated.
현재의 초음파 두께 측정에 기반한 배관 감육 검사 속도를 개선하기 위해 배관 쉘 진동 모드의 고유 진동수 변화를 이용한 감육 검사 기법을 제안하였다. 감육이 발생한 부위의 축방향 수직 단면의 두께는 원주 방향을 따라 불균일하게 변화하는데, 두께가 균일한 경우에 비해 쉘 모드의 고유 진동수가 감소하거나 두 개 이상으로 분기됨을 확인하였다. 배관의 고유 진동수는 한 번의 측정으로도 평가할 수 있으므로, 제안한 방법을 이용하면 축방향 수직 단면의 평균 두께 변화를 빠르게 확인할 수 있어 초음파 두께 측정 방식에 비해 신속한 감육 검사가 가능하다. 본 논문에서는 제안 기법의 원리를 설명하고, 2차원과 3차원 감육 배관 모델 및 시편을 이용한 전산 해석과 실험을 통해 제안한 기법의 적용성을 검증하였다.
Fracture behaviors of pipes with local wall thinning are very important for the integrity of nuclear Power Plant. In Pipes of energy Plants, sometimes, the local wall thinning may result from severe erosion-corrosion (E/C) damage. However, the effects of local wall thinning on strength and fracture behaviors of piping system were not well studied. In this paper, the monotonic bending tests were performed of full-scale carbon steel pipes with local wall thinning. A monotonic bending load was applied to straight pipe specimens by four-point loading at ambient temperature without internal pressure. From the tests, fracture behaviors and fracture strength of locally thinned pipe were manifested systematically. The observed failure modes were divided into four types; ovalization. crack initiation/growth after ovalization, local buckling and crack initiation/growth after local buckling. Also, the strength and the allowable limit of piping system with local wall thinning were evaluated.
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.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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