A reliable assessment and analysis of the condition of high pressure and temperature steam pipelines requires defining stress state, which will take into consideration not just the impact of internal pressure and temperature but all applied loads. For that, usage of modeling and numerical methods for calculation and analysis of stress state is essential. The main aim of piping stress analysis is to check the design of piping layout, which will allow simple, efficient and economical piping supports and provide flexibility to the piping system for loads and stresses. The piping stress analysis is carried out using CAESER II software. By using this software we can evaluate stresses, stress ratios, flange condition, support loads, element forces and displacements at each node and points. In this paper, only the maximum and minimum displacement results are tabulated, which is also shown in detail by an example of main steam pipelines of UST Main Engine System [1].
The purpose of this paper is to assess the structural integrity of piping penetrations for nuclear power plants. A piping qualification analysis describes loads due to deadweight, pressure difference acts normal to the plate, thermal transients, and earthquakes, among other events, on piping penetrations that have been modeled as an anchor. Amodel was analyzed using a commercial finite element program. Apiping penetration analysis model was constructed with an assembly of pipe, head fittings and sleeves. Normally, the design load, thus obtained, will consist of three moments and three forces, referred to a Cartesian coordinate system. When comparing the stress analysis results from each required cutting position, the general membrane stress intensities and local membrane plus bending stress intensities during a structural evaluation cannot exceed the allowable amount of stress for the design loads. Therefore, the piping penetration design satisfies the code requirements.
This paper presents plastic limit loads of piping branch junctions with local wall thinning under combined pressure and in-plane bending, based on systematic three-dimensional finite element limit analyses using elastic-perfectly plastic materials. An ideal branch junction without weld or reinforcement around the intersection is considered with two locations of wall thinning; one in the run pipe, and the other in the branch pipe. Based on FE results, effects of thinning geometries on plastic limit moments are quantified and simple approximations of plastic limit loads are proposed.
배관시스템은 다양한 산업 분야에서 이용되는 중요한 설비이며 생활 및 안전과 관련된 영역에서 사용되고 있다. 배관시스템은 건축물 및 시설의 주요 구조부에 고정되어 있으나 외부 하중을 지지하지 않으며 주어진 고유기능을 수행하는 비구조요소이다. 지진하중으로 인한 배관시스템은 두 지지점 사이의 서로 다른 거동으로 발생하는 위상차로 인한 상대 변위의 영향을 받으며 변위 지배적인 반복거동 때문에 손상이 발생할 가능성이 있다. 배관시스템에서 피팅과 조인트는 지진하중에 취약한 대표적인 요소이다. 배관시스템의 피팅과 조인트에 대한 내진성능과 한계상태를 평가하고자 한다면 상대변위를 모사하기 위한 높은 스트로크를 가지는 엑츄에이터가 필요하나 실험을 수행할 수 있는 설비가 많지 않아 어려움이 있다. 따라서 피팅과 조인트로 연결된 배관시스템의 내진성능과 한계상태를 평가하기 위해서는 요소 단위의 실험이 필요하다. 이 연구에서는 수직배관시스템에서 지진하중에 취약한 요소인 피팅과 조인트를 포함하는 엘보 시험체에 대하여 내진성능을 평가하는 방법을 제시하였다. 엘보 시험체는 90° 배관 엘보의 양단에 직관부를 유동식 그루브 조인트를 이용하여 연결하였다. 엘보 시험체에 대하여 변형각에 기반을 둔 주기하중 프로토콜을 이용하여 내진성능을 평가하였다. 평가된 내진성능에 대한 여유도를 확인하기 위하여 일정한 진폭에 대한 주기하중을 적용하여 한계상태를 평가하였다.
Investigation results are presented fur the shaft end displacements due to the elastic deformation of the casing and support in double suction centrifugal pump. Suction and discharge nozzles of the pump are subject to external piping loads and, in API 610, maximum values of their components are specified. This means that each nozzle can be subject to various combinations of loading conditions. Considering upper and lower criteria of each load, we must perform for the 4,096 load cases, and assign the direction and range of the loads. So, this paper develops an efficient procedure(Compliance Coefficient Method) to calculate the shaft end displacements(@ coupling) to determine whether satisfying the pump's standard. Also, we analyzed the effects of the casing and support thickness on shaft end displacements.
In this study, the optimal support span determination of pipeline system was carried out in consideration of the effects of seismic loads. The theoretical support and structural analysis were used to determine the optimal support span of piping system according to pipe diameter using theoretical and structural deflection criteria. The reliability of the analysis results was secured by comparing the structural and theoretical results. In particular, the optimum support span of piping system was obtained by considering the effects of seismic load, and the optimal support span of pipe diameter and piping system tended to be proportional to each other. When considering the effects of earthquakes on different pipe diameters(300~2,500mm), the span length is reduced by up to 48% at the allowable stress criterion, and the pipe span length is reduced by up to 5.9% at the deflection criterion. It can be seen that the effect of the seismic load on the determination of the piping span length has a greater effect on the stress than the displacement.
High temperature steam pipes of thermal power plant are subject to a severe thermal range and usually operates well into the creep range. Cyclic operation of the plant subjects the piping system to mechanical and thermal fatigue damages. Also, poor or malfunctional supports can impose massive loads or stress onto the piping system. In order to prevent the serious damage and failure of the critical piping system, various inspection methods such as visual inspection, computational analysis and on-line piping displacement monitoring were developed. 3-dimensional piping displacement monitoring system was developed with using the aluminum alloy rod and rotary encoder sensors, this system was installed and operated on the high temperature steam piping of "Y" thermal power plant successfully. It is expected that this study will contribute to the safety of piping system, which could minimize stress and extend the actual life of critical piping.
When performing stress analysis for a nozzle in nuclear power plants, the nozzle loads should be determined conservatively. Existing stress analysis report of 3-D nozzle loads in nuclear power plants often provide only load magnitude not the sign (direction). Since calculated stress distribution depends on load direction, determining critical load directions for conservative stress analysis is crucial. In this study, an efficient method for determining critical load directions in nozzle loads is proposed. In the proposed method, stresses are firstly calculated using elastic finite element (FE) analysis for the uni-axial load in each direction. Then stress distributions for the multi-axial loads are analytically calculated using the principle of superposition. The calculated stress values are verified by comparing with FE analysis results under multi-axial loading. By using this method, the complex task of determining conservative load directions can be simplified.
본 연구에서는 한국원자력연구원이 개발 중인 소듐 열유동 종합효과 시험장치(STELLA-2)의 주요 배관 계통을 대상으로 고온 설계를 수행하고, 두 가지 설계기술기준에 따라 배관의 건전성 평가를 수행하였다. 배관 설계기술기준으로는 일반 압력배관에 관한 ASME B31.1과 프랑스의 원자력등급 배관 설계기술기준인 RCC-MRx RD-3600을 적용하였으며, 이들 기술기준의 보수성을 정량적으로 비교 및 분석하였다. STELLA-2 소듐시설에서는 모의 잔열제거계통(Model DHRS), 모의 중간열전달계통(Model IHTS) 및 펌프 모의계통(PSLS)에 배관이 설치되는데, 두 설계기술기준을 따라 이들 배관 계통에 대해 건전성 평가를 수행한 결과 설계 건전성이 확인되었으며, 설계 기술기준 간 비교분석 결과 유지하중에 대해서는 ASME B31.1이, 열하중에 대해서는 RCC-MRx RD-3600이 더 보수적인 것으로 평가되었다.
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.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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