LEAK-BEFORE-BREAK ANALYSIS OF THERMALLY AGED NUCLEAR PIPE UNDER DIFFERENT BENDING MOMENTS

Xuming Lv

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자료유형: 학술저널

저자정보: Xuming Lv

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제47권 제6호

발행연도: 2015.1

수록면: 712 - 718 (7page)

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Cast duplex stainless steels are susceptible to thermal aging during long-term service attemperatures ranging from 280 C to 450 C. To analyze the effect of thermal aging on leakbefore-break (LBB) behavior, three-dimensional finite element analysis models were builtfor circumferentially cracked pipes. Based on the elasticeplastic fracture mechanics theory,the detectable leakage crack length calculation and J-integral stability assessmentdiagram approach were carried out under different bending moments. The LBB curves andLBB assessment diagrams for unaged and thermally aged pipes were constructed. Theresults show that the detectable leakage crack length for thermally aged pipes increaseswith increasing bending moments, whereas the critical crack length decreases. The ligamentinstability line and critical crack length line for thermally aged pipes move downwardand to the left, respectively, and unsafe LBB assessment results will be produced ifthermal aging is not considered. If the applied bending moment is increased, the degree ofsafety decreases in the LBB assessment.

#Circumferential cracked pipe #Leak-before-break #Leak-before-break assessment diagram #Leak-before-break curve #Thermal aging

참고문헌 (22)

참고문헌 신청

A. Zahoor / 1989 / Ductile Fracture Handbook, in: Volume 1:Circumferential Through Wall Cracks

C. Pareige / 2011 / Study of phase transformation and mechanical properties evolution of duplex stainless steels after long term thermal ageing (>20years) / J. Nucl. Mater

G. Bartholome / 1995 / Leak-before-break behavior of nuclear piping systems / Theor. Appl. Fract. Mech 23 : 145 ~ 149

H. Chung / 1992 / Aging and life prediction of cast duplex stainless steel components / Int. J. Pres. Ves. Pip 50 : 179 ~ 213

J. Chattopadhyay / 1999 / Leak-beforebreak qualification of primary heat transport piping of 500MWe Tarapur Atomic Power Plant / Int. J. Pres. Ves. Pip 76 : 221 ~ 243

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Xuming Lv

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