• 대한기계학회논문집A
• /
• 제37권5호
• /
• pp.631-640
• /
• 2013

본 논문에서는 R6 코드와 RCC-MR A16 코드에서 원주방향 균열 배관에 대해 제시하는 1,2 차 복합 하중하에서 J-적분 계산법에 대한 정량적인 비교를 하였다. 균열의 형상, 균열의 깊이, 2 차 하중의 크기 변수에 대한 유한요소 해석을 수행 하였고 유한요소 해석 결과를 이용해 각 코드의 J-적분 평가법에 대한 정량적인 비교를 하였다. R6 코드는 $L_r=1$ 부근에서 보수적으로 평가 되었으며 RCC-MR A16 코드의 경우 기계하중이 작은 영역에서 보수적으로 평가되었다. 이와 같은 결과를 토대로 본 논문에서는 원주방향 균열이 있는 배관에 대하여 각 코드의 J-적분 계산을 보완할 수 있는 방법을 제시하였다. 그 결과로 보완된 J-적분 계산이 유한요소해석 결과와 잘 일치하는 것을 확인 하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
• /
• pp.461.2-461.2
• /
• 2004

• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2008년도 추계학술대회A
• /
• pp.264-268
• /
• 2008

An assessment of creep-fatigue crack behavior is required to ensure the structural integrity for high temperature components such as fast breeder reactor structures or thermal power plant components operating at an elevated temperature. In this study, an evaluation of creep-fatigue crack growth has been carried out according to the French assessment guide of the RCC-MR A16 for austenitic stainless steel structures. The assessment procedures for creep-fatigue crack growth in the recent version of the A16 (2007 edition) have been changed considerably from the previous version (2002 edition) and the material properties (RCC-MR Appendix A3) have been changed as well. The impacts of those changes on creep-fatigue crack growth behavior are quantified from the assessments with a structural model. Finally the assessment results were compared with the observed images obtained from the structural tests of the same structural specimen.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제38권3호
• /
• pp.293-300
• /
• 2006

A liquid metal reactor (LMR) operated at high temperatures is subjected to both cyclic mechanical loading and thermal loading; thus, creep-fatigue is a major concern to be addressed with regard to maintaining structural integrity. The Korea Advanced Liquid Metal Reactor (KALIMER), which has a normal operating temperature of $545^{\circ}C$ and a total service life time of 60 years, is composed of various cylindrical structures, such as the reactor vessel and the reactor baffle. This study focuses on the creepfatigue crack initiation for a cylindrical Y-junction structure made of 316 stainless steel (SS), which is subjected to cyclic axial tensile loading and thermal loading at a high-temperature hold time of $545^{\circ}C$. The evaluation of the considered creep-fatigue crack initiation was carried out utilizing the ${\sigma}_d$ approach of the RCC-MR A16 guide, which is the high-temperature defect assessment procedure. This procedure is based on the total accumulated strain during the service time. To confirm the evaluated result, a high-temperature creep-fatigue structural test was performed. The test model had a circumferential through wall defect at the center of the model. The defect front of the test model was investigated after the $100^{th}$ cycle of the testing by utilizing a metallurgical inspection technique with an optical microscope, after which the test result was compared with the evaluation result. This study shows how creep-fatigue crack initiation for a high-temperature structure can be predicted with conservatism per the RCC-MR A16 guide.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제34권1호
• /
• pp.103-110
• /
• 2010

본 연구에서는 프랑스의 RCC-MR A16 절차에 기초하여 Mod.9Cr-1Mo 강(ASME Grade 91) 구조의 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 확장 개발하였다. 현재의 A16 지침은 오스테나이트 스테인리스강에 대해서만 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 제시하고 있지만, 현재 초초임계(USC) 화력발전소는 물론 미래형 원자로 시스템의 구조재료로서 폭넓게 채택되고 있는 Mod.9Cr-1Mo 강에 대한 지침은 제시하지 않고 있다. 본 연구에서는 FMS(페리틱-마르텐사이트강)에 대한 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 제시하고 있고, 구조물에 대한 크리프-피로 균열 거동 평가를 수행하였다. 평가결과는 구조시험을 수행한 결과 얻은 관찰 이미지와 비교하였다.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제37권4호
• /
• pp.521-527
• /
• 2013

본 논문에서는 3 차원 유한요소해석을 통해 표면균열이 있는 직관에 내압, 굽힘, 그리고 비틀림의 단일 또는 복합하중이 작용하는 경우의 응력확대계수를 연구하였다. 두 가지 결함평가코드(API-579-1, RCC-MR A16)를 각각 유한요소해석 결과와 비교하여 코드 간의 차이 및 해석의 신뢰성을 확인하였다. 응력확대계수는 적분 경로에 독립적이기 때문에 민감하지 않다고 알려져 있는데 3 차원 유한요소해석을 통해 요소 수에 대한 민감도를 확인하였다. 또한 균열형상의 정의방법에 따른 유한요소해석 결과의 차이와 두 가지 결함평가코드를 사용한 결과의 차이를 확인하였다.