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원전 안전등급 1 배관의 온도구배 열응력 평가에 대한 기술적 고찰 -
분야 공학 > 기계공학
저자 오창균 신희재 김현수 정성규
발행기관 대한기계학회
간행물정보 대한기계학회 논문집 A권 2019년, 대한기계학회논문집 A권 제43권 제3호(통권 제402호), 153page~159page(총7page)
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원전 배관의 결함 평가를 위한 해석 -
 
 
목차
부제 : Technical Review of Temperature Gradient Thermal Stress Evaluation for Nuclear Class 1 Piping
초록
Abstract
1. 서론
2. 배관의 온도구배 열응력 평가 방법
3. 유한요소해석 및 결과 고찰
4. 결론
참고문헌(References)
 
 
국문초록
본 연구에서는 안전등급 1 배관의 피로 건전성 평가에 사용되는 ASME NB-3600 설계요건 중 온도 구배 열응력을 중심으로 평가요건의 기술적 배경을 분석하였으며, 시범 배관에 대해 ASME NB-3600 요건에 따른 평가 결과를 상세 유한요소해석 결과와 정량적으로 비교하였다. 반경 방향 선형적인 온도 분포에 따른 열응력은 온도 의존적 재료물성의 영향으로 ASME NB-3600 수식을 활용한 결과가 유한요소해석 결과에 비해 비교적 낮게 도출되는 반면에, 반경 방향 비선형 온도 분포에 의한 열응력과 축 방향 불연속에 의한 열응력은 NB-3600 수식을 활용함에 따라 과다 예측함을 확인하였다.
 
 
영문초록
This study analyzed the technical background of an evaluation method for temperature gradient thermal stress used in fatigue integrity assessment according to ASME NB-3600 for nuclear class 1 piping. The results of applying the ASME NB-3600 evaluation formula to the representative piping were quantitatively compared with the detailed finite element analysis results. The thermal stress results, according to the ASME NB-3600 formula for the radial linear temperature distribution were lower than those of the finite element analysis because of temperaturedependent material properties. Conversely, we found that thermal stress results obtained using the ASME NB-3600 equation for the radial nonlinear temperature distribution and axial discontinuity were conservative.
 
 
Fatigue Evaluation (피로평가), Secondary Stress(이차응력), Thermal Stress(열응력), Temperature Gradient(온도구배), Nuclear Class 1 Piping(안전등급 1 배관)
 
 
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