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LBB 평가를 위한 J-R 파괴인성시험 결과에 미치는 시편 형상과 측면 홈의 영향
Effects of Specimen Size and Side-groove on the Results of J-R Fracture Toughness Test for LBB Evaluation 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.39 no.7, 2015년, pp.729 - 736  

김진원 (조선대학교 원자력공학과) ,  최명락 (조선대학교 원자력공학과) ,  오영진 (한국전력기술(주) 미래전력기술연구소) ,  박흥배 (한국전력기술(주) 미래전력기술연구소) ,  김경수 (한국전력기술(주) 미래전력기술연구소)

초록

본 논문에서는 파단전누설 평가를 위한 J-R 파괴인성시험에 미치는 시편 크기와 측면 홈의 영향을 분석하였다. 이를 위해서 SA508 Gr.1a 배관재에서 채취된 측면 홈이 가공되거나 가공되지 않은 크기가 다른 3종류의 CT 시편(12.7mm 두께의 1T-CT, 25.4mm 두께의 1T-CT, 25.4mm 두께의 2T-CT)을 이용하여 상온과 $316^{\circ}C$에서 J-R 시험을 수행하였다. 시험 결과, 시편 두께에 관계없이 측면 홈이 가공된 시편은 측면 홈이 없는 시편에 비해 낮은 J-R 곡선을 보였으며, 상온에 비해 $316^{\circ}C$에서 측면 홈의 영향이 더욱 뚜렷하였다. 상온에서는 시편의 두께가 감소하고 폭이 증가함에 따라 J-R 곡선이 약간씩 감소하는 경향을 보였으나, $316^{\circ}C$에서는 시편의 두께가 감소하고 폭이 증가됨에 따라 J-R 곡선이 증가하였다. 그러나 SA508 Gr.1a 배관재에서 전체적으로 시편의 폭과 두께에 따른 J-R 곡선의 변화는 크지 않았다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

In this study, the effects of specimen size and side-groove on the results of the J-R test for leak-before-break (LBB) evaluation were investigated. A series of J-R tests were conducted at both RT and $316^{\circ}C$, using three different sizes of compact tension (CT) specimens machined f...

주제어

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문제 정의

  • 따라서, 본 논문에서는 LBB 개념이 적용되고 있는 국내 원전 배관의 J-R 파괴인성시험 결과에 미치는 시편 폭과 두께 그리고 측면 홈의 영향이 어느 정도인지 측면 홈이 가공된 25.4 mm 두께의 1T-CT 시편을 기준으로 살펴보고자 한다. 이를 위해서 국내 원전의 배관에 사용되는 SA508 Gr.
  • 본 논문에서는 LBB 개념이 적용되고 있는 국내 원전 배관의 J-R 파괴인성시험에 미치는 시편 크기와 측면 홈의 영향을 파악하기 위해서, 국내 원전에 사용되는 SA508 Gr.1a 배관재를 대상으로 다양한 형상의 시편을 가공하여 상온과 316ºC에서 J-R 파괴인성시험을 수행하였다.
  • 여기서는 원전 운전온도인 316ºC에서 시험된 J-R 곡선을 기초로 LBB 평가에 미치는 시편 형상과 측면 홈의 가공 여부에 따른 영향을 간단히 검토하였다.

가설 설정

  • 배관 설계시 LBB 개념을 적용하기 위해서는 누설감시장치가 감지할 수 있는 충분한 양의 누설을 허용할 수 있는 크기의 관통균열이 배관에 존재하는 것으로 가정하고, 이 관통균열이 정상 운전 뿐 아니라 지진하중 조건에서 불안정 파괴 되지 않는다는 것을 파괴역학적으로 입증하여야 한다.(1~3) 이러한 LBB 평가를 위해서는 대상 배관 재료에 대한 응력-변형률 곡선과 J-R 곡선이 필요하며, 이들 재료물성치는 LBB 평가 결과에 직접적으로 영향을 미친다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
고에너지 배관 설계시 LBB 개념의 적용으로부터 배관의 양단파단 가정을 배제함으로써 어떤 이득을 가져올 수 있는가? 원자력발전소(이하, 원전)의 고에너지 배관 설계에는 파단전누설(Leak-Before-Break, LBB) 개념이 적용되고 있으며, LBB 개념의 적용은 설계시 배관의 양단파단 가정을 배제할 수 있다.(1~3) 고에너지 배관 설계시 양단파단 가정의 배제는 원자로 노심과 주요 기기의 설계에서 유체 방출에 따른 동적 하중을 제거할 수 있기 때문에 원전의 건설과 운영 측면에서 많은 경제적 이득을 주는 것으로 알려져 있다.(2,3)
LBB 평가를 위해 필수적인 것은? 배관 설계시 LBB 개념을 적용하기 위해서는 누설감시장치가 감지할 수 있는 충분한 양의 누설을 허용할 수 있는 크기의 관통균열이 배관에 존재하는 것으로 가정하고, 이 관통균열이 정상 운전 뿐 아니라 지진하중 조건에서 불안정 파괴 되지 않는다는 것을 파괴역학적으로 입증하여야 한다.(1~3) 이러한 LBB 평가를 위해서는 대상 배관 재료에 대한 응력-변형률 곡선과 J-R 곡선이 필요하며, 이들 재료물성치는 LBB 평가 결과에 직접적으로 영향을 미친다.(2,3) LBB 평가 방법과 절차를 제시하고 있는 NUREG-1061 보고서(3)에서는 LBB 평가에 적용될 응력-변형률 곡선과 J-R 곡선을 얻기 위한 시험 조건과 방법을 상세하게 제시 하고 있다.
배관 설계시 LBB 개념을 적용하기 위해서는 어떤 것들이 입증되어야 하는가? 배관 설계시 LBB 개념을 적용하기 위해서는 누설감시장치가 감지할 수 있는 충분한 양의 누설을 허용할 수 있는 크기의 관통균열이 배관에 존재하는 것으로 가정하고, 이 관통균열이 정상 운전 뿐 아니라 지진하중 조건에서 불안정 파괴 되지 않는다는 것을 파괴역학적으로 입증하여야 한다.(1~3) 이러한 LBB 평가를 위해서는 대상 배관 재료에 대한 응력-변형률 곡선과 J-R 곡선이 필요하며, 이들 재료물성치는 LBB 평가 결과에 직접적으로 영향을 미친다.
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참고문헌 (15)

  1. USNRC, Standard Review Plan 3.6.3 Leak-Before-Break Evaluation Procedures, NUREG-0800. 

  2. EPRI, 1989, Lead Plant Application of Leak-Before-Break to High Energy Piping, NSAC-141. 

  3. USNRC, 1984, Evaluation of Potential for Pipe Breaks, NUREG-1061, Vol.3. 

  4. Lee, B.S., Oh, Y.J., Yoon, J.H., Kuk, I.H. and Hong, J.H., 2000, "J-R Fracture Properties of SA508-1a Ferritic Steels and SA312-TP347 Austenitic Steels for Pressurized Water Reactor's (PWR) Primary Coolant Piping," Nucl. Eng. & Design, Vol.199, pp.113-123. 

  5. Kim, K.C., Kim, J.T., Suk, J.I., Sung, U.H. and Kwon, H.K., 2004, "Influences of the Dynamic Strain Aging on the J-R Fracture Characteristics of the Ferritic Steels for Reactor Coolant Piping System," Nucl. Eng. & Design, Vol. 228, pp. 151-159. 

  6. ASTM, 2009, "Standard Test for Measurement of Fracture Toughness," ASTM E1820-09. 

  7. ASTM, 2009, "Standard Test Methods for Tension Testing on Metallic Materials," ASTM E8/E8M-09. 

  8. Dietzel, W. and Schwalbe, K.H., 1986, "Monitoring Stable Crack Growth Using a Combined a.c./d.c. Potential Drop Technique," Materialrufung, Vol. 28, pp. 368-372. 

  9. ISO, 2002, "Metallic Materials-Unified Method of Test for the Determination of Quasi-static Fracture Toughness," ISO-12135. 

  10. Johnson, H.H., 1965, "Calibrating the Electric Potential Method for the Studying Slow Crack Growth," Mater. Res. & Stand., Vol. 5, pp. 442-445. 

  11. Yasufumi, I. and Tomokazu, M., 1982, "Effect of Side Grooves on the Elastic-plastic Stress State of Fracture Toughness Specimens ? Three-dimensional Finite Element Analysis," Eng. Frac. Mech., Vol. 16, pp. 659-668. 

  12. USNRC, 1986, Prediction of J-R Curves With Large Crack Growth From Small Specimen Data, NUREG/CR-4575, BMI-2137. 

  13. Ono, H., Kasada, R. and Kimura, A., 2004, "Specimen Size Effects on Fracture Toughness of JLF-1 Reduced-activation Ferrite Steel," J. Nucl. Mater., Vol. 329-333, pp. 1117-1121. 

  14. Schwalbe, K.H., Newman J.C. Jr, and Shannon J.L, Jr, 2005, "Frcature Mechanics Testing on Specimens with Low Constraint - Standardization Activities Within ISO and ASTM," Eng. Frac. Mech., Vol.72, pp. 557-576. 

  15. Seok, C.S. and Kim, S.Y., 2002, "Effect of Specimen Configurations on the Fracture Resistance Curve," Nucl. Eng. & Design, Vol. 214, pp. 47-56. 

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