원자력 배관 시스템은 엄격한 설계기준에 따라 제작 되었음에도 불구하고, 장기 사용에 따라 발생하는 감육 및 균열에 의한 파손 사례가 보고되고 있다. 이에 본 연구에서는 스테인리스강 배관 시험체의 단조하중 및 반복하중 재하실험을 실시하여 국부 감육과 균열의 손상유무 및 0%, 35%, 75%의 손상정도가 배관의 파괴거동에 미치는 영향을 실험적으로 검토하였다. 본 실험에서는 실제 원자력 발전소에서 사용되고 있는 직경 3인치 TP316 스테인리스강 엘보우와 직관 배관을 대상으로 하여, 인위적으로 곡관부와 용접부에 0%, 35%, 75%의 국부적인 감육과 균열을 도입하고 20MPa의 내압을 가한 후 재하실험을 실시하였다. 그 결과, 국부 감육 및 균열의 손상정도가 파괴모드, 최대하중, 반복회수 및 에너지흡수율에 미치는 영향을 정량적으로 평가하였다. 그리고 휨 모멘트를 이용하여 ASME의 결함 허용기준을 평가하였다.
Although nuclear power plant piping system is designed conforming to design specifications, the piping systems are deteriorated with increase in service life. In this study, monotonic and cyclic loading tests were carried out on TP316 stainless steel pipe specimens, and the effect of local wall thinning and cracking on failure behavior was investigated. In the tests, 0%, 35% and 75% wall thinning and cracking of initial thickness were artificially introduced to inside elbow and straight pipe specimens, and internal pressures of 20MPa were applied to simulate real operation condition. From the test results, the effect of local wall thinning and cracking on failure mode, ultimate load, number of cycle and strain energy was presented, and maximum bending moment was compared with allowable bending moment calculated by ASME code.
