본 논문은 배관에 대한 유동해석과 구조해석을 연계하여 감육부 최심점에서의 국부응력변화를 평가하기 위한 새로운 방법을 제시하였다. 이를 위해 배관 크기, 감육깊이 및 길이 등 3가지 변수를 고려한 해석모델을 적용하고, 침부식 또는 유동가속부식에 취약한 배관계통에서의 2가지 대표적 유체유동을 적용시켜 배관에 미치는 영향을 분석하였다. 또한 유체의 흐름은 정상상태 비압축성 유동으로 가정하였고, 그 결과값을 감육배관 최심점에서의 국부응력을 구하기 위해 수행한 유한요소해석의 초기조건으로 적용하였다. 이러한 방법으로 구한 감육부에서의 압력분포와 기존의 단순 내압만을 고려한 경우와 상이하며, 그 결과를 비교하여 나타내었다. 향후 본 논문은 발전소설비나 가스설비의 배관건전성 평가에 참고자료로 적용 가능할 것으로 사료된다.
캐나다형 중수로에서 피더관은 중수로 압력관에 중수를 공급하고 가열된 중수를 증기발생기로 보내는 배관으로 가동 중에 유동 가속 부식현상에 의해 감육이 발생한다. 배관에 감육이 발생하게 되면 배관의 건정성이 떨어진다는 결과는 앞선 연구에서 확인하였다. 본 논문에서는 45 도와 60 도의 굽힘각도를 갖는 피더관의 한계하중을 제시하고 제시된 연구결과를 바탕으로 임의의 굽힘각도를 갖는 피더관에서 감육이 발생했을 경우의 한계하중을 예측 할 수 있는 식을 제시하였다. 본 연구에서는 유한요소 해석을 통하여 굽힘 하중과 내압을 받는 경우에 대하여 연구를 진행하였고 특히 굽힘 하중의 경우 면내 열림 방향과 면내 닫힘 방향으로 나누어 진행하였다. 재료는 대변형 효과를 고려하고 탄성-완전소성 재료로 가정하였다.
Fracture behaviors and strength of pipes with local wall thinning are very important Jar the integrity of energy plants. In pipes of energy plants, sometimes, the local wall thinning may result from severe erosion-corrosion damage. Recently, the effects of local wall thinning on strength and fracture behaviors of piping system have been well studied. In this paper, the elasto-plastic analysis is performed by FE code ANSIS. We evaluated the failure mode, fracture strength and fracture behavior from FE analysis.
Failure assessment of steam generator tube are very important for the integrity of energy plants. In pipes of energy plants, sometimes, the local wall thinning may result from severe erosion-corrosion damage. Recently, the effects of local wall thinning on fracture strength and fracture behavior of piping system have been well studied. In this paper, the elasto-plastic analysis is performed by FE code ANSIS on steam generator tube with wall thinning. We evaluated the failure mode, fracture strength and fracture behavior from FE analysis. It was possible to predict the crack initiation point by estimating true fracture ductility under multi-axial stress conditions at the center of the thinned area.
The present work complies the elastic stress concentration factor for a pipe with local wall thinning, based on detailed three-dimensional elastic FE analysis. To cover practically interesting cases, a wide range of pipe and defect geometries are considered, and both internal pressure and global bending are considered. Resulting values of stress concentration factors are tabulated for practical use, and the effect of relevant parameters such as pipe and defect geometries on stress concentration factors are discussed. The present results would provide valuable information to estimate fatigue damage of the pipe with local wall thinning under high cycle fatigue.
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.
배관 엘보우의 내호면(intrados)의 과 내부에 국부적으로 두께 감육이 발생한 경우, 내압과 엘보우를 닫는 방향으로의 굽힘하중을 부가하여 파손 모드를 연구하였다. 탄소성해석 시 반력-변위 곡선이 세 그룹으로 나뉘므로 각 그룹의 한 경우씩을 해석하여 소성붕괴에 의한 파손모드의 차이를 확인하였다. 이를 위해 주요 부위에서 하중-국부적응력 곡선이 어떻게 변화하는지 결정하여, 이로부터 관찰된 파손모드와 비교하여 설명하였다. 감육폭이 $90^{\circ}$인 경우 배관은 엘보우 측면부터 소성붕괴가 시작되었으며, $360^{\circ}$인 경우 내호면으로부터 소성변형이 시작되어 서로 다른 파손모드를 보여주었다. 배관의 감육측정에 의한 건전성 평가 시 이와 같은 파손 모드의 차이점을 고려하여 평가를 실시하여야 한다.
Feedwater heaters of many nuclear power plants have recently experienced severe wall thinning damage, which will increase as operating time progresses. Several nuclear power plants in Korea have experienced wall thinning damage in the area around the impingement baffle - installed downstream of the high pressure turbine extraction steam line - inside number 5A and 5B feedwater heaters. At that point, the extracted steam from the high pressure turbine is two phase fluid at high temperature, high pressure, and high speed. Since it flows in reverse direction after impinging the impingement baffle, the shell wall of the number 5 high pressure feedwater heater may be affected by flow-accelerated corrosion. This paper describes the comparisons between the numerical analysis results using the FLUENT code and the down scale experimental data which effect on disclosing of the shell wall thinning of the high pressure feedwater heaters by porous plate.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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