The purpose of this paper is to analyze piping failure trend of safety pipings In domestic nuclear power plants. First, database for the piping failure was constructed with 105 data fields. The database includes plant population data, event data, and service history data. 7 kinds of piping failures in domestic NPPs were investigated. Among the 7 cases, detailed root causes were investigated for 3 cases. The first one is pipe wall thinning in main feedwater pipings of Westinghouse 3 loop type plants. The root cause of the wall thinning was flow accelerated corrosion near welding area. The next one is leak event in chemical and volume control system(CVCS) due to vibration. Some cracks occurred in socket welding area. The events showed that the integrity or socket weld is very vulnerable to vibration. The last one is also a leak event in primary sampling line in Korean standard reactor due to thermal fatigue. Although the structural integrity was not maintained by the events, there was no effect on nuclear safety in the above 3 piping failure eases.
Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering
/
v.19
no.4
/
pp.370-377
/
2009
A simple preliminary analysis is often useful to check a validity of design alternatives before the detailed analysis phase in the viewpoint of efficiency. This paper describes a preliminary analysis procedure for the selection among basket design candidates for the spent fuel shipping cask of Korean standard nuclear power plant. As the cask should maintain the structural integrity in hypothetical accident condition, the case of 9 m drop is significantly considered as the worst scenario among the accident conditions in structural design viewpoint in this paper. As basket design options, totally four different types are considered and analyzed in the point of structural integrity at drop impact and weldability for fabrication. As a result, an insertion round plate type with densely spaced supports turns out to be the best in both of the viewpoints, though the weld plate type shows a bit more design margin.
Kim, Jong-Kyung;Shin, Chang-Ho;Seo, Bo-Kyun;Kim, Myung-Hyun;Kim, Dong-Kyu;Lee, Goung-Jin;Oh, Su-Jin
Nuclear Engineering and Technology
/
v.31
no.4
/
pp.408-422
/
1999
To reduce the fast neutron fluence which deteriorates the RPV integrity, additional shields were assumed to be installed at the outer core structures of the Kori Unit 1 reactor, and its reduction effects were examined. Full scope Monte Carlo simulation with MCNP4A code was made to estimate the fast neutron fluence at the RPV. An optimized design option was found from various choices in geometry and material for shield structure. It was expected that magnitude of fast neutron fluence would be reduced by 39% at the circumferential weld of the RPV, resulting in extension of plant lifetime by 4.6 EFPYs based on the criterion of PTS requirement It was investigated that the nuclear characteristics and thermal hydraulic factors at the internal core were only negligibly influenced by the installation of additional shield structure.
Often, probabilistic fracture mechanics (PFM) approaches have been adopted to quantify the failure probabilities of Ni-base alloy components, especially due to primary water stress corrosion cracking (PWSCC), in a primary piping system of pressurized water reactors. In this paper, the key features of an advanced PFM code, PINEP-PWSCC (Probabilistic INtegrity Evaluation for nuclear Piping-PWSCC) for such purpose, are described. In developing the code, we adopted most recent research results and advanced models in calculation modules such as PWSCC crack initiation and growth models, a performance-based probability of detection (POD) model for Ni-base alloy welds, and so on. To verify the code, the failure probabilities for various Alloy 182 welds locations were evaluated and compared with field experience and other PFM codes. Finally, the effects of pre-existing crack, weld repair, and POD models on failure probability were evaluated to demonstrate the applicability of PINEP-PWSCC.
Recently, the J/T analysis based on elastic-plastic finite element analysis is popularly used in the nuclear industry to assess the integrity of a cracked pipe. The objective of this paper is to evaluate the effect of stress-strain curve for weld metal, variation of crack incremental length(${\delta}a$), and crack face pressure on the J/T analysis result. For this purpose, a parametric analysis was performed and the results calculated from finite element analysis were compared with those from the piping experimental data(stainless steel weldment pipe with circumferential through-wall crack). The numerical result using base metal material property is in agreement with the experimental one and the maximum load is decreased as the ${\delta}a$ for J/T analysis is increased.
Recent deepwater offshore structures in the Gulf of Mexico utilize butt welded tubular joints. Application of a welded tubular joint includes tendons, production risers, and steel catenary risers. Fatigue life assessment of these joints becomes more critical, as the structures to which they are attached are allowed to undergo cyclic and sometimes large displacements around an anchored position. Estimation of the fatigue behavior of these tubular members in the design stage is generally condrcted by using S-N curves, as specified in the codeds and standards. Applying the stress concentration factor of the welded structure to the S-N approach often results in a very conservative assessment, because the stress field acting on the tubular has a non-uniform distribution through the thickness. Fatigue life analysis using fracture mechanics has been applied in the design of the catenary risers. This technology enables the engineer to establish proper requirements on weld quality and inspection acceptance criteria to assure satisfactory structural integrity during its design life. It also provides guidance on proper design curves and a methodology for accounting for the effects of non-uniform stress distribution through the wall thickness. Still, there is inconsistency when designing tubular joints using a conventional S-N approach and when specifying weld flaw acceptance criteria using fracture mechanics approach. This study developed fatigue curves that are consistent with both the S-N approach and the fracture mechanics approach. Accounting for non-uniform stress distribution and threshold stress intensity factor were key parameters in relating both approaches. A series of S-N curves, generated from the fracture mechanics approach, were compared to the existing S-N curves. For flat plate butt joint, the S-N curve generated from fracture mechanics matches with the IIW class 100 curve when initial crack depth was 0.5 mm (0.02 ). The new curves for tubular joint agree very well with the experimental results. The comparison also indicated the degree of conservatism built into the API X design curve.
International Journal of Ocean Engineering and Technology Speciallssue:Selected Papers
/
v.6
no.1
/
pp.69-74
/
2003
Recent deepwater offshore structures in the Gulf of Mexico utilize butt welded tubular joints. Application of a welded tubular joint includes tendons, production risers, and steel catenary risers. Fatigue life assessment of these joints becomes more critical, as the structures to which they are attached are allowed to undergo cyclic and sometimes large displacements around an anchored position. Estimation of the fatigue behavior of these tubular members in the design stage is generally conducted by using S-N curves, as specified in the codes and standards. Applying the stress concentration factor of the welded structure to the S-N approach often results in a very conservative assessment, because the stress field acting on the tubular has a non-uniform distribution through the thickness. Fatigue life analysis using fracture mechanics has been applied in the design of the catenary risers. This technology enables the engineer to establish proper requirements on weld quality and inspection acceptance criteria to assure satisfactory structural integrity during its design life. It also provides guidance on proper design curves and a methodology for accounting for the effects of non-uniform stress distribution through the wall thickness. Still, there is inconsistency when designing tubular joints using a conventional S-N approach and when specifying weld flaw acceptance criteria using fracture mechanics approach. This study developed fatigue curves that are consistent with both the S-N approach and the fracture mechanics approach. Accounting for non-uniform stress distribution and threshold stress intensity factor were key parameters in relating both approaches. A series of S-N curves, generated from the fracture mechanics approach, were compared to the existing S-N curves. For flat plate butt joint, the S-N curve generated from fracture mechanics matches with the IIW class 100 curve when initial crack depth was 0.5 mm (0.02). The new curves for tubular joint agree very well with the experimental results. The comparison also indicated the degree of conservatism built into the API X design curve.
Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
/
v.35
no.6
/
pp.635-642
/
2011
It is well known that conventional welding techniques can result in welding defects due to the large groove angle of the weld. In this context, the narrow gap welding (NGW) technique is applied in the nuclear industry because of its inherent merits such as the reduction in welding time and the shrinkage of the weld, and the small deformation of the weld resulting from the small groove angle and welding bead width. In this paper, the distribution of welding residual stress and deformation behavior of the ER308L weld due to NGW are predicted through nonlinear two-dimensional finite element analysis, in which the actual NGW process is simulated in detail. In particular, the effects of the shape of weld, i.e., the width of the weld and the shape of the welding groove, on the residual stress are investigated. The present results can be used to assess the integrity of defective nuclear components and to improve the welding process.
Residual stresses arising from the materials processing such as welding and joining affect significantly the structural integrity depending on the external loading condition. The quantitative measurement of the residual stresses is of great importance in order to characterize the effects of the residual stresses on the structural safety. In this paper, we introduce a newly devised destructive technique, the contour method (CM), which is applied for the measurements of the residual stress distributions through the thickness of a 80 mm thick steel weld. Residual stresses are evaluated from the contour, which is the normal displacement on a cut surface produced by the relaxation of residual stresses, using a finite element model. The CM provides a two-dimensional map of the residual stresses normal to the cut surface. The CM developed in the present study was validated in comparison with the residual stress distribution determined by a well-established neutron-diffraction residual stress instrument (RSI) instrumented in HANARO neutron research reactor.
Kim, Munsung;Moon, Seongin;Kang, To;Kim, Kyongmo;Song, Sung-Jin;Suh, Myungwon;Suhr, Jonghwan
Nuclear Engineering and Technology
/
v.53
no.6
/
pp.1846-1857
/
2021
Ultrasonic nondestructive testing is important for monitoring the structural integrity of dissimilar metal welds (DMWs) in pressure vessels and piping in nuclear power plants. However, there is a low probability of crack detection via inspection of DMWs using ultrasonic waves because the grain structures (grain orientations) of the weld area cause distortion and splitting of ultrasonic beams propagating in anisotropic media. To overcome this issue, the grain orientation should be known, and a precise ultrasonic wave simulation technique in anisotropic media is required to model the distortion and splitting of the waves accurately. In this study, a method for nondestructive prediction of the DMW grain orientations is presented for accurate simulation of ultrasonic wave propagation behavior in the weld area. The ultrasonic wave propagation behavior in anisotropic media is simulated via finite-element analysis when ultrasonic waves propagate in a transversely isotropic material. In addition, a methodology to predict the DMW grain orientation is proposed that employs a simulation technique for ultrasonic wave propagation behavior calculation and an optimization technique. The simulated ultrasonic wave behaviors with the grain orientations predicted via the proposed method demonstrate its usefulness. Moreover, the method can be used to determine the focal law in DMWs.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.