스터드 볼트에 존재하는 작은 결함은 초기에 발견되지 않으면 작은 결함이라도 결함 크기가 급진전되어 전체적인 파손에 이른다. 그러나 이러한 나삿니의 응력부식결함이나 부식 찌꺼기와 같은 것은 가동중검사에서 일반적인 초음파 검사로써는 검출이 어렵다. 본 연구에서는 디지탈신호처리에 의한 결함 검출 방법을 보인다. 초음파가 나삿니에 평행하게 입사된다면 연속적인 나삿니로부터 발생되는 신호는 거의 일정한 시간 간격을 가지고 있다. 이러한 연속적인 나삿니신호는 예측 간격에 의해 처음 신호를 기초로 다음 신호를 추측할 수 있는 데 여기서 최적 연산자를 사용해 예측되는 연속적인 나삿니신호를 제거하여 결함 신호를 검출할 수 있다.
Park, Ji Hun;An, Ye Ji;Yoo, Kwae Hwan;Na, Man Gyun
Nuclear Engineering and Technology
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제53권8호
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pp.2547-2555
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2021
The frequency of reactor coolant leakage is expected to increase over the lifetime of a nuclear power plant owing to degradation mechanisms, such as flow-acceleration corrosion and stress corrosion cracking. When loss of coolant accidents (LOCAs) occur, several parameters change rapidly depending on the size and location of the cracks. In this study, leak flow during LOCAs is predicted using a deep fuzzy neural network (DFNN) model. The DFNN model is based on fuzzy neural network (FNN) modules and has a structure where the FNN modules are sequentially connected. Because the DFNN model is based on the FNN modules, the performance factors are the number of FNN modules and the parameters of the FNN module. These parameters are determined by a least-squares method combined with a genetic algorithm; the number of FNN modules is determined automatically by cross checking a fitness function using the verification dataset output to prevent an overfitting problem. To acquire the data of LOCAs, an optimized power reactor-1000 was simulated using a modular accident analysis program code. The predicted results of the DFNN model are found to be superior to those predicted in previous works. The leak flow prediction results obtained in this study will be useful to check the core integrity in nuclear power plant during LOCAs. This information is also expected to reduce the workload of the operators.
This study aimed to evaluate hydrogen permeation behaviors of pre-strained twinning-induced plasticity steel with or without Zn coating using electrochemical permeation technique. In contrast to un-strained and 30% strained samples, permeation current density was measured in the 60% strained sample. Tensile pre-straining at 60% involved microstructural modifications, including a high level of dislocation density and stacking fault with a semi-coherent twin boundary, which might provide a high diffusion path for hydrogen atoms. However, reproducibility of measurements of hydrogen permeation current was low due to non-uniform deformation and localized stress concentration. On the other hand, the permeation current was not measured in pre-strained TWIP steel with Zn coating. Instead, numerous blisters with some cracks were observed on the surface of the coating layer. In locally damaged Zn coating under tensile straining, hydrogen atoms could relatively easily permeate through the coating layer. However, they were trapped at the interface between the coating layer and the substrate, which might delay hydrogen penetration into the steel substrate.
1974년에 유럽에서 시작된 PISC(Program for the Inspection of Steel Components ; PISC-I, II, III) 수행결과나 1980년대초 실시된 미국의 BWR 원전 배관계통의 입계응력부식균열(IGSCC ; Intergranular Stress Corrosion Cracks)검사결과에서 나타난 바와 같이 기존의 규격 요건과 절차에 따른 원자력발전소 기기에 대한 초음파탐상검사는 그 실효성에 많은 문제점이 제기되었다. 따라서, 원전기기의 건전성 및 초음파탐상검사 결과의 신뢰도를 보증하기 위한 각종 연구가 진행되고 여러 방안이 모색되어 왔다. 그 결과, 원전 가동중검사 규격에 "초음파탐상검사자 자격인정 요건"과 "초음파탐상검사 시스템(검사자, 장비 및 절차서)에 대한 기량검증 요건"이 새로이 부가되었다. 본고에서는 초음파탐상검사 결과의 신뢰도 확보에 있어 필수불가결한 요건인 원전기기 초음파 탐상검사 시스템에 대한 기량검증 요건을 자세히 기술한다.
It is well known that metal cutting leaves a plastically deformed layer in the machined surface. This residual phenomenon affects in various forms the physical properties of machined components such as the fatigue strength, the dimensional instability, microcracks, and the stress corrosion cracking. These physical properties, so called surface integrity, are very important for designing highly stressed and critically loaded components. Typical plastic strains in the machined surface are very difficult to measure, since they are located within a very short distance from the surface and they change very rapidly. There is an alternative way to determine the residual strain in plastically deformed materials by measuring the grain size after a subsequent recrystallization process. Although, this technique has been successfully applied by several researchers to find the plastic zone around notches and cracks in various materials and welding beads, few works have been reported using the recrystallization method to determine the residual strains in machined surface. Therefore, the purpose of this investigation Is to explore the effectiveness of the recrystallization technique in machining applications, and in particular, to find the effect of cutting parameters, i.e., depth of cut and rake angle on the plastic strains.
Fatigue, the birth and growth of cracks in metal parts subjected to repeated loading, has been a problem plaguing engineers since the Industrial Revolution and the advent of rotating or reciprocating machinery. Designing against metal fatigue was studied briefly in several aspects. Examples of fatigue failures were shown. Fatigue was classified by loading: uniaxial Fatigue, multiaxial fatigue, cumulative fatigue da¬mage. Fatigue design criteria were discussed: Infinite-Life Design, Safe-Life Design, Fail-Safe Design, and Damage Tolerant Design. Mitigation of notch effects by design, improvement of fatigue strength of metal parts by residual stress and surface finishing were discussed. Relative fatigue beha¬vior was studied under various environmantal conditions. Especially the effects of corrosion, temperature, fretting, and irradiation were covered.
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.
The paper presents an overview of the present state of study on the fatigue behaviors at very high number of cycles ($N_f$ > $10^7$). A classification of materials with typical S-N curves and influencing factors such as notches, residual stresses, temperatures, corrosion environments and stress ratios are given. The microstructural inhomogeneities of materials and micro-cracks played an important roles in very high cycle fatigue behaviors. The failure mechanisms for the fatigue design of materials and components are mentioned.
항공기나 대형 플랜트 등의 경년구조물에 있어서 제조 및 설계 혹은 작업환경 등에 의해 발생하는 미소결함은 응력부식파괴로 이어지는 결정적인 원인으로 알려져 있다. 따라서 제조단계에서의 결함의 검출뿐만 아니라 운전개지 후에 있어서도 비파괴검사에 기초를 둔 정기적인 건전성평가가 요구된다. 특히 구조물내의 미소균열 평가는 구조건전성 평가에 있어서 중요한 과제라 할 수 있다. 자기광학소자를 이용한 비파괴탐상법은 균열부근의 누설자속에 의한 자구 및 자벽의 변화를 이용하여 균열정보를 화상형태로 얻는다. 그러므로 빠른 탐상속도와 결과데이터 해석의 용이 그리고 실시간적으로 탐상결과를 획득할 수 있다는 장점을 지니고 있다. 본 논문은 자기광학소자를 이용한 새로운 비파괴적 탐상법을 제안하고, 본 탐상법을 이용하여 구조물에 존재하는 표면결함의 검출가능성 및 균열깊이의 평가를 실증하였다. 표면결함을 갖는 시험편과 파이프의 내면에 존재하는 피로균열을 대상으로 실험을 실시한 결과, 표면결함의 위치 및 2차원적 형상을 화상형식으로 얻을 수 있음을 증명하였다. 또한 피로시험중의 시험편을 대상으로 균열발생 및 균열진전과정을 평가를 통하여 원격탐상의 가능성을 제시하였다.
In order to prevent the corrosion of component contacted primary water designed alloy 600 material in the nuclear power plant. But the primary water stress corrosion cracking(PWSCC) of alloy 600 and weld area occurs continuously due to the residual stress. The leakage accident resulted from PWSCC in the drain nozzle of the steam generator of domestic power plants. Heater sleeves of the pressurizer are welded with alloy 600 weld material and therefore exposed to the primary water environment. PWSCC occurred in heater sleeve material and weld area of many foreign power plants. The current issue of domestic nuclear power plants are consequently concentrated to PWSCC of similar material. In order to improve the detection and the sizing of the PWSCC in the welding sleeve of the pressurizer, the automatic UT system and multi-directions probe sets have been developed. The experimental studies have been performed using the mock-up block containing artificial reflectors(ID connected EDM notch) and semi-artificial cracks made from thermal fatigue. The automatic UT System is applied in the detection and the length sizing of the ID/OD on the tube and the J-groove weld area of the artificial reflectors and results of the detection and the sizing are compared respectively. Also, the developed automatic UT system is successfully accomplished to inspect the heater sleeve and the J-groove weld area on the pressurizer for the detection of PWSCC.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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