This paper provides a failure pressure evaluation model for local wall-thinned elbows. In this study, parametric finite element analyses are performed on the elbows containing local wall-thinning defect at their intrados and extrados, and the failure pressures are obtained from the analysis results by applying a local failure criterion that was validated by real-scale pipe tests. An evaluation model including the effects of thinning depth, length, circumferential angle, thinning location, and elbow geometries on the failure pressure is derived based on the evaluated failure pressures. The proposed model agrees well with the results of finite element analyses and reasonably estimates the dependence of failure pressure on the wall-thinning dimensions and elbow geometries. Also, the comparison with experimental data demonstrates that the proposed evaluation model can accurately predict the failure pressure of local wall-thinned elbows.
Since pipes with wall-thinning defects can collapse at fluid pressure that are lower than expected, the collapse moment of wall-thinned pipes should be determined accurately for the safety of nuclear power plants. Wall-thinning defects, which are mostly found in pipe bends and elbows, are mainly caused by flow-accelerated corrosion. This lowers the failure pressure, load-carrying capacity, deformation ability, and fatigue resistance of pipe bends and elbows. This paper offers a support vector regression (SVR) model further enhanced with a fuzzy algorithm for calculation of the collapse moment and for evaluating the integrity of wall-thinned piping systems. The fuzzy support vector regression (FSVR) model is applied to numerical data obtained from finite element analyses of piping systems with wall-thinning defects. In this paper, three FSVR models are developed, respectively, for three data sets divided into extrados, intrados, and crown defects corresponding to three different defect locations. It is known that FSVR models are sufficiently accurate for an integrity evaluation of piping systems from laser or ultrasonic measurements of wall-thinning defects.
This study on the effects of local wall-thinned location on the fracture behavior of pipes was carried out, and the results were compared with the analytical results. Local wall-thinning for the bending test was machined with various sizes on the outside of pipes, in order to simulate the metal loss, due to erosion/corrosion. In addition, we had carried out FE analysis for the pipes with local wall thinning on the inside, and its results were comparatively studied with that of the outside. Three-dimensional elasto-plastic analyses were able to accurately simulate fracture behaviors of inner or outer wall thinning. Fracture types, obtained from the experiments and analyses, could be classified into ovalization, local buckling and crack initiation, depending on the thinned length and thinned ratio. Based on the results, the fracture behaviors of pipes with the outer wall thinning can be applied to estimate the fracture behaviors of pipes with the inner wall thinning.
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.
In this paper, a unified methodology based on the local stress concept to estimate residual strength of locally thinned pipes. An underlying idea of the proposed methodology is that the local stress in the minimum section for locally thinned pipe is related to the reference stress, popularly used in creep problems. Then the problem remains how to define the reference stress, that is the reference load. Extensive three-dimensional finite element (FE) analyses were performed to simulate full-scale pipe tests conducted for various shapes of wall thinned area under internal pressure and bending moment. Based on these FE results, the reference load is proposed, which is independent of materials. A natural outcome of this method is the maximum load capacity. By comparing with existing test results, it is shown that the reference stress is related to the fracture stress, which in turn can be posed as the fracture criterion of locally thinned pipes. The proposed method is powerful as it can be easily generalised to more complex problems, such as pipe bends and tee-joints.
The wall thinning defect of nuclear power pipe is mainly occurred by the affect of the flow accelerated corrosion (FAC) of fluid. This type of defect becomes the cause of damage or destruction of in carbon steel pipes. Therefore, it is very important to measure defect which is existed not only on the welding part but also on the whole field of pipe. This study use dual-beam Shearography, which can measure the out-of-plane deformation and the in-plane deformation by using another illuminated laser beam and simple image processing technique. And this study proposes Infrared thermography, which is a two-dimensional non-contact nondestructive evaluation that can detect internal defects from the thermal distribution by the inspection of infrared light radiated from the object surface. In this paper, defect of nuclear power pipe were, measured using dual-beam shearography and infrared thermography, quantitatively evaluated by the analysis of phase map and thermal image pattern.
국부적인 두께감소 문제에 대하여 직관부위를 대상으로 한 건전성 평가는 잘 알려져 있으나 엘보우를 대상으로 한 건전성 평가는 최근에 원자력 분야에서는 많은 연구가 이루어지고 있으나 석유화학 플랜트에서 이용되는 건전성 평가 지침서 중 하나인 API579 코드에는 아직 없는 실정이다. 이에 본 연구에서는 엘보우를 대상으로 엘보우의 외부(extrados)와 내부(intrados)에 두께 감소가 있다고 가정한 후 유한요소해석법을 이용하여 두께감소된 엘부우의 건전성평가 해석을 수행하였다. 본 해석 결과는 석유화학 플랜트에서 이용되는 엘보우의 건전성 평가에 이용될 수 있음을 보여주었다.
선행 연구에서 적외선열화상기법을 이용하여 원전 배관의 감육 결함을 측정하기 위하여, 4 inch 배관에 인공결함을 가공하여 이에 대한 결함 검출을 도출하였다. 본 논문에서는 선행연구에서 도출된 조건을 이용하여 원전 소구경 배관의 결함 검출 조건에 관한 연구를 수행하였다. 결함의 가공은 감육 길이, 원주방향 각도, 감육 깊이를 변화시켜서 결함 조건을 가공하였다. 사용된 장비는 IR camera와 1 kW용량의 halogen lamp 2개를 사용하였으며, halogen lamp와 대상 배관과의 거리를 1 m, 1.5 m, 2 m 순으로 변화시켜 실험을 수행하였다. 실험 결과의 분석을 위하여 온도분포데이터를 확보하고, 이를 분석하여 결함 길이를 측정하였다. 4 inch 배관의 인공결함은 2 m에서 측정 결과의 신뢰도가 높았으나, 소구경 배관은 1.5 m에서 결함이 명확하게 검출되었다.
To manage the wall thinning of carbon steel piping in nuclear power plants, the utility of Korea has performed thickness inspection for some quantity of pipe components during refueling outages and determined whether repair or replacement after evaluating UT (Ultrasonic Test) data. When the existing UT data evaluation methods, such as Band, Blanket, PTP (Point to Point) Methods, are applied to a certain pipe component, unnecessary re-inspecting situations may be generated even though the component does not thinned. In those cases, economical loss caused by repeated inspection and problems of maintaining the pipe integrity followed by decreasing of newly inspected components may be generated. EPRI (Electric Power Research Institute) in USA has suggested several statistical methods, TPM (Total Point Method), LSS (Least Square Slope) Method, etc. to distinguish whether multiple inspecting components have thinned or not. This paper presents the analysis results for multiple inspecting components over three times based on both NAM (Near Area of Minimum) Method developed by KEPCO-E&C and the other methods suggested by EPRI.
배관은 사용기간 중에 여러 가지 열화에 의해 손상을 받으며, 그 중 감육(두께감소)이 발생하게 되면 심각한 결과를 초래할 수 있다. 따라서, 배관시스템의 보전유지를 위해서는 감육되어진 배관의 강도를 평가하는 것이 중요하다. 어떤 재료가 외부 응력 등에 의해 파괴 혹은 변형된다면 그 특징적인 탄성파가 변형메카니즘에 따라 여러 가지로 다르게 나타날 수 있다. 본 연구에서는 감육을 가지는 배관에서 감육결함의 길이 및 깊이를 다르게 상정하였을 때 나타나는 AE신호들에 대해 Wavelet Transform시스템을 이용하여 평가하였다. 또한,실배관의 굽힘시험을 통하여 기계적인 강도를 평가하였다. 결과로부터, 감육의 깊이비(d/t)의 정도에 따라 주파수 성분을 구별하는 것이 가능하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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