Babaei, Hashem;Mostofi, Tohid Mirzababaie;Alitavoli, Majid;Namazi, Nasir;Rahmanpoor, Ali
Geomechanics and Engineering
/
제10권1호
/
pp.109-124
/
2016
In this paper, process of dynamic powder compaction is investigated experimentally using impact of drop hammer and die tube. A series of test is performed using aluminum powder with different grain size. The energy of compaction of powder is determined by measuring height of hammer and the results presented in term of compact density and rupture stress. This paper also presents a mathematical modeling using experimental data and neural network. The purpose of this modeling is to display how the variations of the significant parameters changes with the compact density and rupture stress. The closed-form obtained model shows very good agreement with experimental results and it provides a way of studying and understanding the mechanics of dynamic powder compaction process. In the considered energy level (from 733 to 3580 J), the relative density is varied from 63.89% to 87.41%, 63.93% to 91.52%, 64.15% to 95.11% for powder A, B and C respectively. Also, the maximum rupture stress are obtained for different types of powder and the results shown that the rupture stress increases with increasing energy level and grain size.
Steam generator (SG) tubes in a nuclear power plant can undergo rapid changes in pressure and temperature during an accident; thus, an accurate model to predict short-term creep damage is essential. The theta (𝜃) projection method has been widely used for modeling creep-strain behavior under constant stress. However, many creep test data are obtained under constant load, so creep rupture behavior under a constant load cannot be accurately simulated due to the different stress conditions. This paper proposes a novel methodology to obtain the creep curve under constant stress using a modified 𝜃 projection method that considers the increase in true stress during creep deformation in a constant-load creep test. The methodology is validated using finite element analysis, and the limitations of the methodology are also discussed. The paper also proposes a creep-strain model for alloy 690 as an SG material and a novel creep hardening rule we call the damage-fraction hardening rule. The creep hardening rule is applied to evaluate the creep rupture behavior of SG tubes. The results of this study show its great potential to evaluate the rupture behavior of an SG tube governed by creep deformation.
Ku, Jeong-Hoe;Lee, Ju-Chan;Kim, Jong-Hun;Park, Seong-Won;Park, Hyun-Soo
Nuclear Engineering and Technology
/
제32권2호
/
pp.191-203
/
2000
This paper describes the beneficial effect of weldment imperfection of the cask impact limiter, by applying intermittent-weld, for impact energy absorbing behavior. From the point of view of energy absorbing efficiency of an energy absorber, it is desirable to reduce the crush load resistance and increase the deformation of the energy absorber within certain limit. This paper presents the test results of intermittent-weldment and the analysis results of cask impacts and the discussions of the improvement of impact mitigating effect by the imperfect-weldment. The rupture of imperfect weldment of an impact limiter improves the energy-absorbing efficiency by reducing the crush load amplitude without loss of total energy absorption. The beneficial effect of weldment imperfection should be considered to the cask impact limiter design.
Seul Kwang Won;Bang Young Seok;Kim In Goo;Yonomoto Taisuke;Anoda Yoshinari
Nuclear Engineering and Technology
/
제35권3호
/
pp.179-190
/
2003
The multiple steam generator tube rupture (SGTR) event scenario with available safety systems was experimentally and analytically evaluated. The experiment was conducted on the large scaled test facility to simulate the multiple SGTR event and investigate the effectiveness of operator actions. As a result, it indicated that the opening of pressurizer power operated relief valve was significantly effective in quickly terminating the primary-to-secondary break flow even for the 6.5 tubes rupture. In the analysis, the recent version of RELAP5 code was assessed with the test data. It indicated that the calculations agreed well with the measured data and that the plant responses such as the water level and relief valve cycling in the damaged steam generator were reasonably predicted. Finally, sensitivity study on the number of ruptured tubes up to 10 tubes was performed to investigate the coolant release into atmosphere. It indicated that the integrated steam mass released was not significantly varied with the number of ruptured tubes although the damaged steam generator was overfilled for more than 3 tubes rupture. These findings are expected to provide useful information in understanding and evaluating the plant ability to mitigate the consequence of multiple SGTR event.
Since, in case of high energy piping, steam jets ejected from the rupture zone may cause damage to nearby structure, it is necessary to design it into consideration of nuclear power plant design. For the existing nuclear power plants, the ANSI / ANS 58.2 technical standard for high-energy pipe rupture was used. However, the US Nuclear Regulatory Commission (USNRC) and academia recently have pointed out the non-conservativeness of existing high energy pipe fracture evaluation methods. Therefore, it is necessary to develop a highly reliable evaluation methodology to evaluate the behavior of steam jet ejected during high energy pipe rupture and the effect of steam jet on peripheral devices and structures. In this study, we develop a method for analyzing the impact load of a jet by high energy pipe rupture, and plan to carry out an experiment to verify the evaluation methodology. In this paper, the basic data required for the design of the jet impact load experiment equipment under construction, 1) the load change according to the jet distance, 2) the load change according to the jet collision angle, 3) the load variation according to structure diameter, and 4) the load variation depending on the jet impact position, are numerically obtained using the developed steam jet analysis technique.
This study was attempted to investigate the sensory and textural characteristics of mungbean starch gels with soy bean oil and sucrose fatty acid ester(SE) addition during room temperature storage. Freshly prepared mungbean starch gels, with and without soy bean oil and SE, were stored at 25$^{\circ}C$ for 24, 48 and 72 hours. The color value, syneresis, texture and sensory properties of the gels were measured. The lightness(L) of the gels with soy bean oil and without additives was similar whereas that with SE was lower than that without additives. Syneresis of the gels with soy bean oil and SE was lower than that without additives. Rupture stress, rupture strain and rupture energy of the freshly prepared gel with 2∼4% soy bean oil were increased, but there were no differences in rupture properties between the gel with soy bean oil and that without additives. Rupture stress, rupture stain and rupture energy of all the gels with SE were decreased. Addition of soy bean oil to the gel did not change the texture profile of the gel, whereas hardness, springiness and chewiness of the gel with SE were decreased. In sensory evaluation, the acceptability of freshly prepared gel with soy bean oil was similar to that without additives, whereas that of the gel with 2% soy bean oil stored for 24 hours was higher than that without additives. The acceptability of the gel with SE was decreased significantly.
Geon Woo Jeon;Sung Woo Kim;Dong Jin Kim;Chang Yeol Jeong
Nuclear Engineering and Technology
/
제54권12호
/
pp.4481-4490
/
2022
In this study, a new rupture disk corrosion test (RDCT) method was developed for real-time detection of stress corrosion cracking (SCC) initiation of Alloy 600 in a primary water environment of pressurized water reactors. In the RDCT method, one side of a disk specimen was exposed to a simulated primary water at high temperature and pressure while the other side was maintained at ambient pressure, inducing a dome-shaped deformation and tensile stress on the specimen. When SCC occurs in the primary water environment, it leads to the specimen rupture or water leakage through the specimen, which can be detected in real-time using a pressure gauge. The tensile stress applied to the disk specimen was calculated using a finite element analysis. The tensile stress was calculated to increase as the specimen thickness decreased. The SCC initiation time of the specimen was evaluated by the RDCT method, from which result it was found that the crack initiation time decreased with the decrease of specimen thickness owing to the increase of applied stress. After the SCC initiation test, many cracks were observed on the specimen surface in an intergranular fracture mode, which is a typical characteristic of SCC in the primary water environment.
Min-Gu Won;Si-Hwa Jeong;Nam-Su Huh;Woo-Gon Kim;Hyeong-Yeon Lee
Nuclear Engineering and Technology
/
제56권1호
/
pp.1-8
/
2024
In this study, the influence of thermal aging on structural integrity is investigated for Gr. 91 steel. A commercial grade Gr. 91 steel is used for the virgin material, and service-exposed Gr. 91 steel is sampled from a steam pipe of a super critical plant. Time versus creep strain curves are obtained through creep tests with various stress levels at 600 ℃ for the virgin and service-exposed Gr. 91 steels, respectively. Based on the creep test results, the improved Omega model is characterized for describing the total creep strain curve for both Gr. 91 steels. The proposed parameters for creep deformation model are used for predicting the steady-state creep strain rate, creep rupture curve, and stress relaxation. Creep-fatigue damage is evaluated for the intermediate heat exchanger (IHX) in a large-scale sodium test facility of STELLA-2 by using creep deformation model with proposed creep parameters and creep rupture curve for both Gr. 91 steels. Based on the comparison results of creep fatigue damage for the virgin and service-exposed Gr. 91 steels, the thermal aging effect has been shown to be significant.
Inconel 690 alloy has widely been used in power plant and high temperature facilities because it has high thermal resistance and toughness. But we have little design data about the creep behaviors of the alloy. Therefore, in this study, an apparatus has been designed and built for conducting creep tests under constant load conditions. A series of creep tests on Inconel 690 alloy have been performed to get the basic design data and life prediction of inconel products and we have gotten the following results. First, the stress exponents decrease as the test temperatures increase. Secondly, the creep activation energy gradually decreases as the stresses become bigger. thirdly, the constant of Larson-Miller Parameters on this alloy is estimated about 10. And last the fractographs at the creep rupture show both the ductile and the brittle fracture according to the creep conditions.
Titanium alloy has widely been used as glasses rim material because it has high specific strength and also is light, harmless to men. But, we have little design data about the creep behaviors of the alloy. Therefore, in this study, an apparatus has been designed and built for conducting creep tests under constant load conditions. A series of creep tests on them have been performed to get the basic design data and life prediction of titanium products and we have gotten the following results. First, the stress exponents decrease as the test temperatures increase. Secondly, the creep activation energy gradually decreases as the stresses become bigger. Thirdly, the constant of Larson-Miller parameters on this alloy is estimated about 13. And last, the fractographs at the creep rupture show both the ductile and the brittle fracture according to the creep conditions.
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.