부식결함은 가스배관의 신뢰성평가 및 정비계획에 유의한 영향을 미친다. 부식결함은 정기적인 ILI를 통해 수집할 수 있지만 ILI 데이터의 효과적인 분석은 아직 미흡한 실정이다. 본 논문은 부식결함이 존재할 때 가스배관의 잔여수명을 예측하는 문제를 다룬다. 실제 운용 환경에서 배관 파라미터는 불확실성의 영향 하에 놓이게 되므로 확률적인 접근방법을 채택한다. 배관의 고장은 그 운용압력이 배관파열압력보다 클 때 발생하는 것으로 볼 수 있다. 따라서 배관의 고장확률은 운용압력이 배관파열압력보다 클 확률로서 정의된다. 이를 계산하기 위해 본 논문에서는 구조공학 분야에서 널리 쓰이는 First Order Reliability Method (FORM) 알고리즘을 이용한다. 배관파열압력을 얻기 위한 모델은 잘 알려진 Battelle 코드를 채택한다. ILI 데이터가 주어질 때 고장확률을 계산하는 과정은 Matlab GUI를 통해 제시하고 특히 부식결함의 클러스터링이 계산결과에 미치는 영향을 논의한다. 본 논문의 결과는 고장확률 추정의 정밀도를 높이고 효율적인 정비정책을 수립하는데 적절한 클러스터링이 필요함을 시사한다.
Vibration has been severly increased at the branch pipe of main steam header since the commercial operation of nuclear power plant. Intense broad band disturbance flow at the discontinuous region such as elbow, valve, and header generates the acoustical pulsation which is propagated through the piping system. The pulsation becomes the source of low frequency vibration at piping system. If it coincide with natural frequency of the pipe system, excessive vibration is made. High level vibration due to the pressure pulsation related to high dynamic stress, and ultimately, to failure probability affects fatally the reliability and confidence of plant piping system. This paper discusses vibration effect for the branch pipe system due to acoustical pulsations by broad band disturbance flow at the large main steam header in 700 MW nuclear power plant. The exciting sources and response of the piping system are investigated by using on-site measurements and analytical approaches. It is identified that excessive vibration is caused by acoustical pulsations of 1.3 Hz, 4.4 Hz and 6.6 Hz transmitted from main steam balance header, which are coincided with fundamental natural frequencies of the piping structure. The energy absorbing restraints with additional stiffness and damping factor were installed to reduce excessive vibration.
Vibration has been severly increased at the branch pipe of main steam header since the commercial operation of a nuclear power plant. Intense broad band disturbance flow at the discontinuous region such as elbow, valve or heather generates the acoustical pulsation which is propagated through the piping system. The pulsation becomes the source of low frequency vibration at piping system. If it coincide with natural frequency of the pipe system, excessive vibration is made. High level vibration due to the pressure pulsation related to high dynamic stress, and ultimately, to failure probability affects fatally the reliability and confidence of plant piping system. This paper discusses vibration effect for the branch pipe system due to acoustical pulsations by broad band disturbance flow at the large main steam header in 7nn nuclear power plant. The exciting sources and response or the piping system are investigated by using on site measurements and analytical approaches. It is identified that excessive vibration is caused by acoustical pulsations of 1.3Hz, 4.4Hz and 6.6Hz transferred from main steam header, which are coincided with fundamental natural frequencies of the piping structure. The energy absorbing restraints with additional stiffness were installed to reduce excessive vibration.
In this study, the optimal welding condition of the input power was selected experimentally through the ERW simulator, which is equal to welding status of ERW part in pipe. This condition is the input power 250kW in the heat treatment of the $900^{\circ}C$ normalizing derived from the nondestructive technique and impact energy. In order to evaluate the variation of the fatigue life in the pipe, fatigue surface crack growth test of base and optimal welded metal were performed statistically. As stress intensity factor range (${\Delta}K_s$) increases, the fatigue crack propagation rate (da/aN) of the base metal is faster than that of the welded joint. The variation of the fatigue life in the ERW pipe was estimated statistically using Monte-Carlo simulation with the standard deviation of material constants (C and m) of the paris law in the specimen.
본 연구에서는 실제 대형 상수관망에서 보다 효율적이면서도 정확한 신뢰도를 추정할 수 있는 segment를 기반으로 한 minimum cutset 방법을 제안하였다. 기존의 상수관망에서 minimum outset을 기반으로 한 모형은 상수관을 minimum outset의 최소단위로 다루어 상수관 파괴에 따른 피해영역을 과소산정할 수 있는 문제점을 가지고 있다. 그러나 제안된 신뢰도 추정 모형은 기존 신뢰도 추정 모형과 달리, 상수관 파괴에 따른 피해영역을 현실적으로 추정하기 위하여 segment와 unintended isolation, 그리고 수리학적 피해인 압력저하영역을 도입하였다. 또한 minimum cutset 방법에서 정의될 수 있는 minimum cutset을 상수관망 내 일부 절점의 비정상 상태를 야기하는 segment 1개로 정의하였으며 정의된 minimum outset의 동시파괴조합의 확률을 고려하기 위하여 success mode approach를 적용하였다. 제안된 모형은 제수밸브의 위치와 수를 고려하여 상수관 파괴에 따른 피해영역을 추정하며, 실제 대형 상수관망인 Chester Water Authority에 적용한 결과, 기존 신뢰도 추정 모형과 비교할 때 보다 실제적인 피해영역의 추정과 이에 따른 신뢰도의 추정이 가능하였다.
본 연구에서는 상수도시설물에 대해 손상단계를 기능수행과 붕괴방지로 나누고, 해외실측지진과 한반도형 인공지진에 대해 각각의 최대지반가속도에 따른 취약도 함수를 도출하였다. 손상단계 및 지반가속도를 이용하여 상수도시설물의 지진파에 따른 취약도 곡선을 도출하여 비교분석하였다. 해석결과, 도복장강관과 덕타일 주철관에 한반도형인공지진을 재하하는 경우, 해외실측지진을 재하하는 경우에 비하여 중앙값이 최소 0.1에서 최대 0.4까지 작아지는 것으로 나타났다. 본 연구에서 제안된 한반도형 인공지진을 이용한 지진취약도 곡선은 국내실정에 맞는 합리적인 내진 설계에 활용될 수 있을 것이다.
도심 내 매설된 대다수의 하수관로는 노후가 심각하게 진행되어 파손의 가능성이 높다. 또한, 도시개발의 집중도가 높아 인구밀도나 통행량이 많으므로 하수관로가 붕괴되면 사회 경제적으로 막대한 피해를 입게 된다. 따라서 관로 파손에 의한 사고를 예방하기 위해 사전적인 유지관리가 필요하며, 한정된 재원의 효율적인 활용을 위해 파손의 가능성과 피해의 규모를 동시에 고려한 위험도 기반의 우선순위 결정방안이 제시되어야 한다. 본 연구에서는, 다양한 해외 연구사례를 검토하여 위험도 기반의 하수관로의 조사 우선순위 결정 방법을 도출하였고 도심지 배수분구에 적용 검토하였다. 우선, 서울시 하수관로 GIS DB를 통해 확보 가능한 영향인자를 도출하고, 각 영향인자들의 가중치, 구분항목, 영향점수를 결정하여 가중치 환산법으로 하수관로 파손결과를 산정하였다. 또한, 하수관로의 예상 내용연수 대비 사용연수를 계산하여 파손가능성을 도출하였으며, 내츄럴 브레이크 방법으로 파손결과와 파손가능성을 5등급으로 구분하였다. 위 방법을 서울시 내 위치한 소규모 배수분구에 적용하여 위험도 매트릭스와 위험도 등급을 도출하였으며, 그 결과 전체 대상의 26%가 위험도 4-5등급인 CCTV조사 우선대상으로 선정되었다. 따라서 위험도 기반의 CCTV 우선순위 결정방법을 활용하여 조사가 우선적으로 필요한 대상을 체계적으로 결정할 수 있을 것이다.
콘크리트에 강관을 매입하여 만든 핀컵의 역학적 거동을 파악하기 위해 재하 시험을 수행하였다. 핀컵에 핀을 각기 다른 깊이로 근입하고, 핀의 근입 방향에 직각인 방향으로 변위가 일정한 속도로 증가하도록 변위를 제어하면서 하중을 증가시켰다. 시험을 통해 관찰한 핀컵 강관과 핀컵 주변의 콘크리트 변형 및 파괴 형태를 바탕으로 계산모델을 구성하고, 핀컵의 역학적 거동을 예측할 수 있는 계산식을 유도하였다. 제안된 계산식과 시험결과는 서로 좋은 관련성을 보이며, 일정한 범위 내에 분포하는 것으로 나타났다. 시험값과 계산값을 비교한 결과 핀컵 최대 저항력의 평균과 생존확률 95% 값은 각각 계산식에 보정계수 1.01과 0.92를 곱한 값과 같은 것으로 나타났다.
Recently, probabilistic assessments of nuclear power plant components have generated interest in the nuclear industries, either for the efficient inspection and maintenance of older nuclear plants or for improving the safety and cost-effective design of newly constructed nuclear plants. In the present paper, the partial safety factor (PSF) of wall-thinned nuclear piping is evaluated based on a reliability index method, from which the effect of each statistical variable (assessment parameter) on a certain target probability is evaluated. In order to calculate the PSF of a wall-thinned pipe, a limit state function based on the load and resistance factor design (LRFD) concept is first constructed. As for the reliability assessment method, both the advanced first-order second moment (AFOSM) method and second-order reliability method (SORM) are employed to determine the PSF of each probabilistic variable. The present results can be used for developing maintenance strategies considering the priorities of input variables for structural integrity assessments of wall-thinned piping, and this PSF concept can also be applied to the optimal design of the components of newly constructed plants considering the target reliability levels.
가스 사용의 지속적인 증대로 이에 따른 가스의 제조, 취급, 사용이 점점 확대되어 관련 시설이 대형화, 복잡화되어, 이로 인한 크고 작은 사고가 지속적으로 발생하고 있다. 이러한 사고는 인명피해 및 물적 손실 뿐만 아니라 국가의 경제적인 손실의 큰 원인이 된다. 가스시설의 공통적으로 많은 부분을 차지하고 있는 Pipe Line 부분에 외부의 영향에 의한 사고가 가장 큰 위험요소를 가지고 있다. 특히, 도심지역 및 인구밀집지역의 경우의 고압가스배관의 사고 발생은 경제적 손실을 비롯한 보다 많은 손실을 야기시킬 수 있다. 이러한 매설배관의 사고에 대한 예방대책으로 여러 관련 기관에서는 가스배관에 대한 안전성을 확보하기 위해서는 전체 시스템의 파손 및 위험요소를 효과적으로 평가할 필요가 있다. 특히 가스배관이 설치되거나 작동되어 질 때에 이러한 파손(failure)의 가능성을 매우 작게 하더라도 위험요소가 존재하게 된다. 그러나 일단 파손이 발생하면 인명 및 재산상의 피해가 매우 크기 때문에 파손의 원인을 분석하여 파손사고의 비율을 최소한으로 낮추는 것이 필요하다. 그러므로 본 논문에서는 Scoring Model의 정성적 위험성 분석기법을 이용하여 매설배관의 위험성을 점수로 표현하여 정량적인 숫자로 표현하였다. 이러한 가시적인 평가의 결과는 매설배관의 안전을 확보하여 실질적인 매설배관의 유지관리를 하는데 있어서 매우 효율적으로 적용될 수 있을 것이다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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