• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권5호
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• pp.546-551
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• 2010

The objective of this research is to estimate the crack location and size of a carbon steel pipe by using a laser ultrasound guided wave for the wall thinning evaluation of an elbow. The wall thinning of the carbon steel pipe is one of the most serious problems in nuclear power plants, especially the wall thinning of the carbon steel elbow caused by Flow-Accelerated Corrosion (FAC). Therefore, a non-destructive inspection method of elbow is essential for the nuclear power plants to operate safely. The specimens used in this study were carbon steel elbows, which represented the main elements of real nuclear power plants. The shape of the wall thinning was an oval with a width of 120mm, a length of 80mm, and a depth of 5mm. The L(0,1) and L(0,2) modes variation of the ultrasound guided wave signal is obtained from the response of the laser generation/air-coupled detection ultrasonic hybrid system represent the characteristics of the defect. The trends of these characteristics and signal processing were used to estimate the size and location of wall thinning.

• 대한기계학회논문집A
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• 제32권12호
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• pp.1063-1071
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• 2008

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.

• 대한기계학회논문집A
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• 제31권10호
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• pp.1017-1024
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• 2007

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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권11호
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• pp.2678-2685
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• 2020

The pipe bends and elbows in nuclear power plants (NPPs) are vulnerable to degradation mechanisms and can cause wall-thinning defects. As it is difficult to detect both the defects generated inside the wall-thinned pipes and the preliminary signs, the wall-thinning defects should be accurately estimated to maintain the integrity of NPPs. This paper proposes a deep fuzzy neural network (DFNN) method and estimates the collapse moment of wall-thinned pipe bends and elbows. The proposed model has a simplified structure in which the fuzzy neural network module is repeatedly connected, and it is optimized using the least squares method and genetic algorithm. Numerical data obtained through simulations on the pipe bends and elbows with extrados, intrados, and crown defects were applied to the DFNN model to estimate the collapse moment. The acquired databases were divided into training, optimization, and test datasets and used to train and verify the estimation model. Consequently, the relative root mean square (RMS) errors of the estimated collapse moment at all the defect locations were within 0.25% for the test data. Such a low RMS error indicates that the DFNN model is accurate in estimating the collapse moment for wall-thinned pipe bends and elbows.

• 비파괴검사학회지
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• 제32권1호
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• pp.12-19
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• 2012

본 논문에서는 적외선 열화상 기법을 원전 배관에 적용하여 감육결함을 검사하기 위한 시험 조건을 파악하기 위해서, 인공 결함이 가공된 배관 시편과 평판 시편을 이용하여 적외선 열화상 시험을 수행하였다. 시험에는 할로겐램프를 사용하여 시편을 가열하였으며, 램프의 출력과 시편과 램프의 거리를 변수로 실험을 수행하였다. 시험 결과 시편과 램프의 거리가 1~2 m 이고 램프의 출력이 정격출력의 60 % 이상일 때, 적외선 열화상 기법은 1회 촬영으로 최소한 500 mm 범위 내에 존재하는 원주방향 폭이 $2{\Theta}=90^{\circ}$이고 깊이와 길이가 각각 d/t=0.5와 $L/D_o=0.25$인 배관내 인공 감육 결함들을 검출하였다. 평판 시편과 배관 시편에서 시편과 램프의 거리에 관계없이 램프 출력이 높을수록 결함에 대한 이미지가 선명하였다. 평판 시편과 배관 시편에서 적외선 열화상 방법의 결함 검출 능력은 유사하지만, 최적의 시험 조건은 시편에 따라 다르게 나타났다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제30권5호
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• pp.533-542
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• 2006

In order to assess the integrity of pipes with local thinning area, the plastic strain as well as the elastic strain at the root of thinned region are required particularly when fluctuating load is applied to the pipe. For estimating elastic-plastic strain at local wall thinning area in a straight pipe under tensile load, an estimation model with idealized fully circumferential constant depth wall thinning area is proposed. Based on the compatibility and equilibrium equations a nonlinear estimation equation, from which local elastic-plastic strain can be determined as a function of pipe/defect geometry, material and the applied strain was derived. Estimation results are compared with those from detailed elastic-plastic finite element analysis, which shows good agreements. Noting that practical wall thinning in nuclear piping has not only a circular shape but also a finite circumferential length, the proposed solution for the ideal geometry is extended based on two-dimensional and three-dimensional numerical analysis of pipes with circular wall thinning.

• 비파괴검사학회지
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• 제33권4호
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• pp.361-367
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• 2013

원자력 발전소의 많은 배관들은 고온, 고압 환경에서 사용되고 있으며, 부식에 의한 감육 손상이 빈번하게 발생하고 있다. 이러한 배관의 감육 손상은 원전 설비가 노후화됨에 따라 점차 증가할 것으로 예상된다. 따라서, 배관 부식에 의한 원전 설비의 사고를 예방하기 위해 배관부의 감육 손상 및 부식 결함을 비파괴적인 방법으로 평가할 필요가 있다. 특히, 원자력 발전소의 배관에서 발생하는 감육 손상을 실시간으로 평가하기 위한 레이저 초음파 기술은 기존의 접촉식 방법이 가지는 한계를 넘어 접근이 어려운 부위에서도 측정이 가능하다. 본 연구에서는 비파괴, 비접촉식 평가를 위해 레이저를 이용한 광학적 방법을 적용하였다. 펄스 레이저로 초음파를 발생시키고 레이저 간섭계를 이용하여 초음파 신호를 획득하였으며, 먼저 감육 손상이 없는 배관에서의 초음파 신호를 검출하여 배관 내에서의 종파 속도를 측정하였다. 그리고, 배관의 두께대비 20, 30, 40, 50%의 인위적인 감육 배관을 제작하여 종파 속도를 측정하였다. 측정된 종파 속도를 이용하여 감육 배관의 두께를 계산할 수 있고, 감육 손상 부분(내부결함 깊이)의 정량적 평가도 가능하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제33권1호
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• pp.34-39
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• 2013

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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.241.1-241.1
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• 2003

• 비파괴검사학회지
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• 제30권2호
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• pp.85-90
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• 2010

절대온도(OK) 이상의 온도를 가지고 물체는 표면온도에 대응하는 적외선 파장대역에서 적외선 에너지를 방출하게 된다. 적외선열화상은 적외선 파장대역에 반응하는 검출기를 이용하여 검출된 적외선 량을 온도로 변환하고 사용자에게 적외선영상을 실시간으로 제공하는 비파괴검사 방법이다 원자력발전소의 배관은 부식, 피로 등으로 인해 두께가 얇아져 큰 사고로 이어질 수 있는 결함이 발생하므로 이를 위한 효율적인 비파괴검사 시스템이 요구되고 있다. 따라서 본 연구에서는 적외선열화상 카메라로 측정한 온도와 배관의 결함 깊이 및 크기와의 상관관계를 알아보고 이를 원자력발전소 배관에 적용하여 결함을 검출하는 연구를 수행하였다.