• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.405.1-405.1
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• 2003

• 수산해양기술연구
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• 제36권2호
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• pp.147-154
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• 2000

실온 대기 중에서 탄소강배관(STS370)의 피로시험을 행하였다. 배관에는 외부결함을 인공적으로 상정하여, 피로균열진전 및 관통의 거동, 균열형상, 누설 및 파단수명, 균열개구변위를 실험과 이론의 양면으로부터 비교·검토하였다. 특히, 배관의 벽두께 관통후에 있어서의 응력확대계수를 평가하기 위하여 새로운 식을 제안하였다. 피로균열이 관벽을 관통하기 전에 있어서는 판모델에 의한 Newman-Raju의 응력확대계수 평가식을 이용하므로서 aspect비와 누설수명 등 관통전의 피로균열성장거동을 평가할 수 있음을 나타내었다. 또한, 피로균열이 관벽을 관통한 후에 있어서는 본 논문에서 제안한 배관모델에 의한 응력확대계수의 평가식을 이용하여 관통후의 균열형상, 파단수명 및 균열개구변위 등 관통후의 피로균열성장거동을 평가하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제9권1호
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• pp.70-76
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• 2013

Several finite element models for the leak-before-break (LBB) assessment of overlay dissimilar metal weldment were constructed and analyzed to develop a simple finite element modeling method. The J-integral, crack opening displacement (COD) and J-integral distribution along the crack front in thickness direction due to the applied moment were obtained from the analysis results of the constructed finite element models, and studied compared to the previous literatures. It is concluded that the modeling with base material only is simple and produces a slightly conservative results compared to the complex modeling composed with weld metal and base metal in the calculation of J-integrals and COD values which are used for the calculation of fracture toughness and postulated leakage crack length respectively.

• 대한기계학회논문집A
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• 제28권5호
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• pp.610-616
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• 2004

The aim of this study was to investigate the hydride embrittlement when the LBB evaluation was carried out for the integrity of PHWR Pressure Tubes. The transverse tensile and CCT toughness tests were performed at three hydrogen concentrations while the test temperatures were changed (RT to 30$0^{\circ}C$). Both the transverse tensile and the fracture toughness tests showed the hydrogen embitterment clearly at RT but this phenomenon was disappeared while the test temperature arrived at 25$0^{\circ}C$. Using the DHC test results, the CCL and LBB time were calculated and compared. The hydride embrittlement at the LBB evaluation made the LBB time short definedly. If the operating temperature, DHCV and LBB deterministic parameters such as A and m were known, LBB time could be estimated without the calculation of CCL.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 추계학술발표회요약집
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• pp.357-357
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• 1998

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 추계학술발표회요약집
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• pp.358-358
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• 1998

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권6호
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• pp.651-659
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• 2011

최근 열출력이 향상된 신규 원자력발전소의 개발이 증가하고 있으며 배관계에 가해지는 모멘트 및 하중의 크기도 증가하는 경향이므로 배관의 파단전누설(LBB) 적용조건 여유도가 작아질 수 있다. 본 논문에서는 이러한 배관에서 LBB 적용조건을 만족시키기 위한 추가적인 여유도 확보의 한 방법으로써 균열의 비선형과 재료물성치를 고려하는 방법을 제시하였다. 균열 및 재료의 비선형을 고려하기 위하여 유한요소해석과 보(beam) 이론을 병용하였다. 원자력 배관을 모델로 하여 본 논문에서 제안한 방법으로 LBB 균열안정성 해석을 수행하였으며, LBB 여유도가 낮은 위치에서 균열 및 재료 비선형을 고려함으로 써 추가적인 LBB 여유도를 확보할 수 있음을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제20권6호
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• pp.1872-1881
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• 1996

LBB(Leak-Before-Break) analysis is performed for the highest stress location of each different type of mateerials in the nuclear piping line. In most cases, the highest stress occurs in the pipe and nozzle interface location. i.e. terminal end. The current finite element analysis approach utilizes the symmetry condition both for locations near the nozzle and for locationa away from the nozzle to minimize the size of the finite element model and to make analysis simple when calculating the J-integral values at the crack tip. In other words, the nozzle is not included in the finite element model. However, in reality, the symmetric condition is not applicable for the pipe-nozzle interface location. Because the pipe-nozzle interface location is asymmetric due to different stiffenss of the pipe and nozzle(both material and dimensions). The simplified analysis approach for pipe-nozzle interface locaiton is too conservative for a smaller diameter piping. In tlhis paper, various analyses are performed for the range of materials and crack sizes to evaluate the nozzle effect for a LBB anlaysis. This paper presents methodology for developing the piping evaluaiton diagram at the pipe-nozzle interface location.

• 대한기계학회논문집A
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• 제24권11호
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• pp.2796-2803
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• 2000

For traditional Leak-Before-Break(LBB) analyses, symmetric conditions were assumed for a pipe-nozzle interface to simplify the analysis in calculating J-integral. However. this assumption could result in an overly conservative design criteria for a pipe-nozzle interface, Since the pipe-nozzle interface is asymmetric due to the difference of stiffness between pipe and nozzle, it is required to develop a new methodology considering the nozzle effect. The objective of this paper is to evaluate the effect of nozzle no the development of LBB design criteria for nuclear pipings. For this purpose, extensive finite element analysis were performed to evaluate the effect of nozzle on Crack Opening Area(COA), Detectable Leakage Crack(DLC) length and J-integral values. In conclusion, it was proven that the application of LBB concept could be extended for more nuclear piping system by considering the nozzle.

• 기계저널
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• 제31권3호
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• pp.267-275
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• 1991

LBB 설계법은 오늘날 같이 플랜트의 대형화 및 복잡화함에 따라서, 균열이 발생하였다고 하여도 기기의 점검시 발견하지 못하는 수가 있을 것이다. 이러한 경우에 있어서 LBB 설계법은 fail safe design으로서 만일의 손상이 발생하더라도 플랜트의 안전성 및 경제성 확보를 위하여 매우 중요한 설계법이다. 이 LBB 설계법은 위에서도 설명하였듯이 선진제국에서는 상당히 연구가 진전되어 있으나, 우리나라에서는 이 분야에 연구가 전혀 없는 실정이다. 특히 에너지자원이 부족한 우리나라로서는 LNG, LPG 가스의 수입에 있어서, 이러한 저온가스를 운반할 tanker의 개발에 있어서도 LBB의 확보가 중요한 것이다. 또한 발전에너지원을 석유에만 의존하는 현재의 추세에서, 우라늄 등에 의한 원자력발전으로 대체되어 가고 있는 현재 전 발전능력의 약 50%를 의존하고 있는 실정이다. 이러한 면에서 실제의 구조물이 일시에 파단이 일어나지 않고, 파단 신뢰성이 충분히 높다는 것을 실증하여 둔다는 것은 안전성평가상 지극히 중요한 것이다.