Kim, Jong-Sung;Seo, Jun-Min;Kang, Ju-Yeon;Jang, Youn-Young;Lee, Yun-Joo;Kim, Kyu-Wan
Nuclear Engineering and Technology
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제54권5호
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pp.1726-1746
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2022
This paper presents fracture mechanics analysis results for various cracks located at pressurized water reactor pressure vessel nozzle crotch corners taking into consideration constraint effect. Technical documents such as the ASME B&PV Code, Sec.XI were reviewed and then a fracture mechanics analysis procedure was proposed for structural integrity assessment of various nozzle crotch corner cracks under normal operation conditions considering the constraint effect. Linear elastic fracture mechanics analysis was performed by conducting finite element analysis with the proposed analysis procedure. Based on the evaluation results, elastic-plastic fracture mechanics analysis taking into account the constraint effect was performed only for the axial surface crack of the reactor pressure vessel outlet nozzle with cladding. The fracture mechanics analysis result shows that only the axial surface crack in the reactor pressure vessel outlet nozzle has the stress intensity factor exceeding the low bound of upper-shelf fracture toughness irrespectively of considering the constraint effect. It is confirmed that the J-integral for the axial crack of the outlet nozzle does not exceed the ductile crack initiation toughness. Hence, it can be ensured that the structural integrity of all the cracks is maintained during the normal operation.
Reduced activation ferritic steel (JLF-1) is considered as a promising candidate material for blanket or first-wall structure of D-T fusion reactors. The fracture tests of fracture resistance curve (J-R curve) and $J_{IC}$ are desirable to investigate the exact fracture toughness of JLF-1 steel, since it has a high ductility. The fracture toughness of JLF-1 steel is affected by the configuration of test specimen such side groove, specimen thickness or specimen size. In this study, the fracture toughness tests were performed with various size(plane size and thickness) and various side groove of specimens. The test results showed the standard specimen with the side groove of 40 % represented a valid fracture toughness. The fracture resistance curve increased with increasing plane size and decreased with increasing thickness. However, the fracture resistance curve of half size specimen was similar to that of the standard specimen.
For the CT specimen of 25.4mm thickness SS400 steel, the fracture toughness and the magnitude of constraint effect, $A_2$ on the non-linear elastoplastic fracture behaviors were experimentally estimated by crack tip opening displacement. In order to estimate constraint effect, displacement measurement position near crack front should be the existed within plastic region. But it is found that the displacement measurement positions by the ${\delta}_5$ method are in elastic region at crack growth initiation. Hence the estimate of constraint effect, $A_2$ by the ${\delta}_5$ method was not reliable.
In this study, investigations were conducted in calculating parameters of elastic-plastic fracture mechanics using single specimen. The validity of these testing methods was judged by the confirmation of multiple specimen method of stop block test. The results were as follows: In order to measure a fracture toughness using the instrumented impact test, two general requirement must be considered; One, setting up proper impact velocity considered the effect of loading and the other, the necessity of low blow test for obtaining true energy by the compliance correction. It was possible to detect a crack initiation point by calculating the compliance changing rate from a load-defection curve. Criterion of a stable crack growth, $T_{mat}$ could be estimated by using key-curve method for a base metal. and combining Kaiser's rebound compliance with Paris-Hutchison's $T_{appl}$ equation for the brittled zone of welding heat affected.at affected.d.
Reduced activation ferritic (JLF-1) steel is leading candidates for blanket/first-wall structures of the D-T fusion reactor. In fusion application, structural materials will suffer effects of repeated changes of temperature. Therefore, the data base of tensile strength and fracture toughness at operated temperature $400^{\circ}C$ are very important. Fracture toughness ($J_{IC}$) and tensile tests were carried out at room temperature and elevated temperature ($400^{\circ}C$). Fracture toughness tests were performed with two type size to investigate the relationship between the constraint effect of a size and the fracture toughness resistance curve. As the results, the tensile strength and the fracture toughness values of the JLF-1 steel are slightly decreased with increasing temperature. The fracture resistance curve increased with increasing plane size and decreased with increasing thickness. The fracture toughness values of JLF-1 steel at room temperature and at $400^{\circ}C$ shows an excellent fracture toughness ($J_{IC}$) of about $530kJ/m^2\;and\;340kJ/m^2$, respectively.
In a primary reactor cooling system(RCS), a dissimilar weld zone exists between cast stainless steel(CF8M) in a pipe and low-alloy steel(SA508 cl.3) in a nozzle. Thermal aging is observed in CF8M as the RCS is exposed for a long period of time to a reactor operating temperature between 290 and $330^{\circ}C$, while no effect is observed in SA508 cl.3. The specimens are prepared by an artificially accelerated aging technique maintained for 300, 1800 and 3600 hrs at $430^{\circ}C$, respectively. The specimens for elastic-plastic fracture toughness tests are prepared one type, which notch is created in the heat affected zone(HAZ) of CF8M. And, the specimens for fatigue crack growth tests are prepared in three classes, which notches are created at the center of deposited zone, the HAZ of CF8M, and the HAZ of SA508 cl.3. From the experiments, the J-integral values with the increase of aging time decrease, and the differences of the fatigue crack growth behaviors are relatively small in the three classes specimens.
Welded joint generally has heterogeneity of strength, material, and fracture toughness and it is important to understand the characteristics of material strength and fracture of welded joint considering heterogeneous effect. Characteristics of strength and fracture of an undermatched joint under dynamic loading was studied by round-bar tension tests and thermal elastic-plastic analyses in this paper. The strength and fracture of the undermatched joints should be evaluated based on the effects of the strain rate and the temperature including temperature rise during the dynamic loading. The differences of fracture characteristics like such as ductile-to-brittle transition behavior are well precisely explained from the stress-strain distribution obtained by numerical analysis.
A cast stainless steel may experience an embrittlement when it is exposed to approximately 30$0^{\circ}C$ for long period. In the present investigation, The three classes of the thermally aged CF8M specimie n are prepared using an artificially accelerated aging method. Namely, after the specimen are held for 300, 1800 and 3600hrs. at 43$0^{\circ}C$ respectively, the specimens are quenched in water to room temperature. Load versus load line displacement curves and J-R curves are obtained using the unloading compliance method. $J_{IC}$ values are obtained following ASTM E 813-87 and ASTM E 813-81 methods. In addition to these methods, JIC values are obtained using SZW(stretch zone width) method described in JSME S 001-1981. The results of the unloading compliance method are $J_Q$=485.7 kJ/m$^2$ for virgin material, $J_{IC}$ of the degraded materials associated with 300, 1800 and 3600hrs are obtained 369.25 kJ/m$^2$, 311.02 kJ/m$^2$, 276.7 kJ/m$^2$, respectively. The results of SZW method are similar to those of the unloading compliance method. Through the elastic-plastic fracture toughness test, it is found that the value of $J_{IC}$ is decreased with increasing of the aging time. The results obtained through the investigation can provide reference data for a leak before break(LBB) of reactor coolant system of nuclear power plants.
For the corrosion protect ion of the natural gas transmission pipelines, two methods are used, cathodic protection and coating technique. In the case of cathodic protection, defects are embrittled by occurring hydrogen at the crack tip or material surface. It is however very important to evaluate whether cracks in the embrittled area can grow or not, especially in weld metal. In this work, on the basis of elastic plastic fracture mechanics, we performed CTOD test ing with varying test conditions, such as the potential and current density. The CTOD of the base steel and weld metal showed a strong dependence of the test conditions. The CTOD decreased with increasing cathodic potential and current density. The morphology of the fracture surface showed quasi-cleavage. Hydrogen introduced fractures, caused by cathodic overprotection.
Kim, Cheol-Man;Baek, Jong-Hyun;Kim, Young-Pyo;Kim, Woo-Sik
Corrosion Science and Technology
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제8권4호
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pp.133-138
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2009
For the corrosion protection of the natural gas transmission pipelines, two methods are used, cathodic protection and coating technique. In the case of cathodic protection, defects are embrittled by occurring hydrogen at the crack tip or material surface. It is however very important to evaluate whether cracks in the embrittled area can grow or not, especially in weld metal. In this work, on the basis of elastic plastic fracture mechanics, we performed the CTOD testing with various test conditions, such as testing rate and potential. The CTOD of the base metal and the weld metal showed a strong dependence of the test conditions. The CTOD decreased with decreasing testing rate and with increasing cathodic potential. The morphology of the fracture surface showed the quasi-cleavage at low testing rate and cathodic overprotection. The low CTOD was caused by hydrogen embrittlement at crack tip.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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