Jae-Yoon Kim;Je-Hoon Jang;Jin-Ha Hwang;Yun-Jae Kim
Nuclear Engineering and Technology
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제56권4호
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pp.1320-1329
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2024
When wall-thinning occurs in nuclear Class 2 and 3 pipes, reinforcement is typically applied rather than replacement. To analyze the structural integrity of reinforced wall-thinned pipe, stress analysis results using full 3-D FE analysis are not compatible to the design code equation, ASME BPVC Sec. III NC/ND-3650. Therefore, the efficient stress evaluation method for the reinforced wall-thinned pipe, compatible to the design code equation, needs to be developed. In this paper, stress evaluation methods for the reinforced wall-thinned pipe are proposed using the equivalent straight pipe concept. Furthermore, for fatigue analysis of the reinforced wall-thinned pipe, the stress intensification factor of reinforced wall-thinned pipe is presented using the structural stress method given in ASME BPVC Sec. VIII Div.2.
This study proposed an analytical method to evaluate a local allowable wall thickness (LAWT) for locally thinned pipe subjected to internal pressure and bending moment. In this method, the stresses in the thinned region were calculated by finite element analysis and plastic collapse was applied as a failure criterion of thinned pipe. Using this method, LAWT for a simplified thinned pipe was evaluated with variation in axial extent of thinned area, and it was compared with allowable wall thickness provided by previous pipe wall thickness criteria. The results showed that the LAWT was lower, about 50%, than that calculated by construction code or ASME Code N-597, and it was higher, about 2 times, than that estimated by evaluation model based on pipe experiments. In addition, LAWT was decreased with increasing axial extent of thinned area and saturated with further increase in axial extent. And, the variation in LAWT with axial extent of thinned area depended on type of load, especially a magnitude of bending moment, considering in the evaluation.
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.
ASME BPVC provides stress evaluation rules for Class 2 and 3 nuclear piping. However, such rules are difficult to be applied to reinforced wall-thinned pipes during service. To resolve this issue, a new method for stress evaluation of reinforced wall-thinned pipes is proposed in this work, based on the equivalent stiffness concept. By converting a reinforced wall-thinned pipe to an equivalent straight pipe having the same stiffness, stress evaluation can be proceeded using the current ASME BPVC rules. The proposed method is applied to pipes with 4 different normal pipe size and the effects of reinforcement and wall-thinning dimensions on evaluated stresses are discussed.
This study performed a series of burst tests at ambient temperature using real-scale elbow specimen containing a local wall-thinning defect at it's intrados or extrados and evaluated failure pressure of locally wall-thinned elbows. In the experiment, a 90-degree 100A, Sch. 80 standard elbow was employed, and various wall-thinning geometries, such as length, depth, and circumferential angle, were considered. From the results of experiment, the dependences of failure pressure of wall-thinned elbows on the defect geometries and locations were investigated. In addition, the reliability of existing models was examined by comparing the tests data with the results predicted from existing failure pressure evaluation models for locally wall-thinned elbow.
The failure mode of a pipe due to local wall thinning is increasingly more attention in the nuclear power plant industry. To assess the integrity of locally wall thinned pipe, it is necessary to perform many simulations under various conditions. Because the modeling for locally wall thinned elbow is more complicated than that of straight pipe the efficient modeling method for finite element analysis is necessary. In this study, the more simple efficient modeling method of three-dimensional finite element analysis for locally wall thinned elbow has been suggested and verified. And using the method, the failure mode of local wall thinned elbows that have different thinning lengths and circumferential angles is evaluated. From the results, we concluded that the collapse load of elbows has been decreased by the increase of wall thinning shape factors such as thinning lengths and circumferential angles.
The purpose of this study is to develop failure pressure evaluation models, which are applicable to straight pipes and elbows containing an internally wall thinning defect induced by flow-accelerated-corrosion (FAC). In this study, thus, three dimensional finite element (FE) analyses are performed to investigate the dependences of failure pressure of internally wall thinned pipe on the defect shape, the pipe geometry, and the defect location and bend radius of elbow. Also, the existing failure pressure assessment models for externally wall thinned pipes are examined. Based on these, the new models for assessing failure pressure of piping components with an internally wall thinning defect are proposed. Comparison of failure pressure, predicted by proposed models, with FE analysis result shows good agreement regardless of pipe type, defect shape, and defect location and bend radius.
In order to evaluate a failure behavior of pipe with notch-type wall thinning, the present study performed full-scale pipe tests using the 102mm, Schedule 80 pipe specimen simulated notch- and circular-type thinning defects. The pipe tests were conducted under the conditions of both monotonic and cyclic bending moment at a constant internal pressure of 10 MPa. From the results. of experiment the failure mode, load carrying capacity, deformation ability, and fatigue life of a notch-type wall thinned pipe were investigated, and they were compared with those of a circular-type wall thinned pipe. The failure mode of notched pipe was similar to that of circular-type thinned pipe under the monotonic bending load. Under the cyclic bending load, however, the mode was clearly distinguished with variation in the shape of wall thinning. The load carrying capacity of a pipe containing notch-type wall thinning was about the same or slightly lower than that of a pipe containing circular-type wall thinning when the thinning area was subjected to tensile stress, whereas it was higher than that of a pipe containing circular-type thinning defect when the thinning area was subjected to compressive stress. On the other hand, the deformation ability and fatigue life of a notch-type wall thinned pipe was lower than those of a circular-type wall thinned pipe.
A huge number of carbon steel piping components installed in the secondary system of nuclear power plants are exposed to aging mechanisms such as FAC (Flow-Accelerated Corrosion), Cavitation, Flashing, and LDIE (Liquid Droplet Impingement Erosion). Those aging mechanisms can lead to thinning of the piping components. To manage the wall thinning degradation, most of utilities in the world predict the wall thinning rate based on the computational program such as CHECWORKS, COMSY, and BRT-CICERO, evaluate the UT (Ultrasonic Test) data, and determine next inspection timing, repair or replacement, if needed. There are several evaluation methods, such as band, blanket, and strip methods, commonly used for determining the wear of piping components from single UT inspection data. It has been identified that those single UT evaluation methods not only do not consider the manufacturing features of pipes, but also may exclude the data of the most thinned point when determining the representative wear rate of piping components. This paper describes a newly developed single UT evaluation method, E-Cross method, for solving above problems and introduces application examples for several pipes and elbows. It was identified that the E-Cross method using the length and width of UT data excluded the most thinned points appropriate as the single UT evaluation method for thinned piping components.
Wall thinning of carbon steel pipe components due to Flow-Accelerated Corrosion (FAC) is one of the most serious threats to the integrity of steam cycle piping systems in Nuclear Power Plants (NPP). Since the mid-1990s, secondary side piping systems in Korean NPPs have experienced wall thinning, leakages and ruptures caused by FAC. Korea Electric power Research Institute (KEPRI) and Korea Hydro & Nuclear Power Co., LTD. (KHNP) have conducted a study to develop the methodology for systematic pipe management and established the Korean Thinned Pipe Management Program (TPMP). To effectively maintain the integrity of piping system, FAC engineer should understand the criterions of the structural integrity evaluation and the safety margin assessment for the thinned pipe component. This paper describes the technical items of TPMP, and shows the example of the integrity evaluation and safety margin assessment for three thinned pipe component of a NPP.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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