A nuclear piping system is composed of several straight pipes and elbows joined by welding. These weld sections are usually the most susceptible failure parts susceptible to various degradation mechanisms. Whereas a specific location of a reactor piping system might fail by a combination of different aging mechanisms, e.g. fatigue and/or stress corrosion cracking, the majority of the piping probabilistic fracture mechanics (PFM) codes can only consider a single aging mechanism at a time. So, a probabilistic fracture mechanics computer code capable of considering multiple aging mechanisms was developed for an accurate failure analysis of each specific component of a nuclear piping section. The newly proposed crack morphology based probabilistic leak flow rate module is introduced in this code to separately treat fatigue and SCC type cracks. Improved models e.g. stressors models, elbow failure model, SIFs model, local seismic occurrence probability model, performance based crack detection models, etc., are also included in this code. Recent probabilistic fatigue ($\it{S-N}$) and SCC crack initiation ($\it{S-T}$) and subsequent crack growth rate models are coded. An integrated probabilistic risk assessment and probabilistic fracture mechanics methodology is proposed. A complete flow chart regarding the combined aging mechanism model is presented. The combined aging mechanism based module can significantly reduce simulation efforts and time. Two NUREG benchmark problems, e.g. reactor pressure vessel outlet nozzle section and a surge line elbow located just below the pressurizer are reinvestigated by this code. The results showed that, contribution of pre-existing cracks in addition to initiating cracks, can significantly increase the overall failure probability. Inconel weld location of reactor pressure vessel outlet nozzle section showed the weakest point in terms of relative through-wall leak failure probability in the order of about $10^{-2}$ at the 40-year plant life. Considering whole nozzle section, circumferential direction is prone to cracking rather than axial direction. Seismic sensitivity study shows that the effect of seismic activity is higher for leak probability rather than complete rupture probability for this section. In case of surge line elbow section, located just below the pressurizer, axial crack leakage probability (in the order of about $10^{-1}$) is higher than circumferential crack failure probability (in the order of about $2\times10^{-2}$) due to the higher stress intensification issue. In addition, the relative failure ranking of welds and elbows’ locations of a typical cross over leg has been performed and results show that, all elbow locations are more susceptible than weld locations in terms of failure probability; although their ultimate failure probability (in the order of about $10^{-4}$) is much lower than either reactor pressure vessel outlet nozzle or surge line elbow. No initiation of cracks is observed in any location of this crossover leg. Finally, a time dependent PFM code concept is proposed for further modification of this code.
원전배관은 다양한 직관과 곡관들이 용접부로 연결되어 있다. 이 중 용접부는 보통 다양한 열화기구에 의해 가장 파손이 잘 발생하는 부분이다. 각 부위의 발전소 배관들은 피로와 응력부식균열과 같은 다양한 열화기구의 작용으로 인하여 파손이 발생하지만, 대부분의 확률론적 파괴해석 코드는 한가지의 메커니즘으로 인한 것만 고려한다. 따라서, 정확한 파손 해석을 위해 배관의 특정부위에서 다양한 열화기구를 고려하는 확률론적 파괴해석 코드가 개발하였다. 또한, 이 코드에 균열형상에 따른 확률론적 누설을 고려한 모듈을 추가하였다. 이 모델은 피로에 의한 균열과 응력부식균열에 의한 균열을 구별할 수 있다. 이러한 사용자 편의의 코드는 14개의 모듈로 구성되어 있다. 지진의 위험이 있는 환경하의 배관의 특정부위에서 누설과 파손 확률을 계산하기 위하여 개선된 응력인자 모델을 포함하였고, 또한, 확률론적인 용접부의 잔류응력 모델을 포함하였다. 보수성을 줄이기 위하여 굽힘각에 따른 응력을 고려하는 곡관의 파손 모델을 고려하였다. 저합금강과 인코넬, 스테인리스강과 같은 다양한 재료들의 물성 데이터를 포함하였고, 원주방향과 축방향의 표면균열을 모두 고려할 수 있도록 하였다. 매우 작은 형상비를 가지는 용접중 생기는 기존균열과 큰 형상비를 가지는 피로균열을 처리하는데 있어, 개선된 응력집중계수의 해를 이용하였다. 또한, 확률론적인 피로(S-N), 응력부식균열생성(S-T)과 이후의 성장 모델을 포함한다. 이론적인 검출 모델과 실제 성능에 의거한 검출모델이 가동전 검사와 가동중 검사에 이용된다. 위험도 정보활용 규제를 위한 목적으로 확률론적 위험 평가와 확률론적 파괴 해석의 결합된 방법이 개발되었다. 이 코드는 6개의 열화 기구가 각각 또는 결합되도록 계산이 가능하도록 되어있다. 여러가지의 열화메커니즘을 고려한 흐름도를 표현하였다. 이 코드는 PWR과 BWR의 환경 변수들을 고려하여 균열의 생성과 성장을 묘사하며, 새로이 개발한 “PINTIN-CAM”은 피로균열성장과 용접과정중 생기는 기존 균열 등에 대한 열화기구에 대하여 NUREG보고서를 참고하여 “pc-PRAISE”에 제시된 검증된 방법을 고려하였다. 상대적인 오류 범위는 10%내외이며, 통합된 열화메커니즘을 검증하기 위하여, 각각의 열화기구로 인한 것과 통합된 열화메커니즘에 대한 것에 대하여 균열생성과 관통균열, 누설, LOCA 확률을 각각 계산을 수행하여 잘 일치하는 결과를 얻었다. 따라서, 결합된 열화 메커니즘에 의한 모듈을 이용한 시뮬레이션은 시간과 노력을 줄일 수 있다. 그리고, 이 코드는 압력용기의 배출구 노즐과 가압기 아래쪽에 위치한 밀림 배관 곡관부와 같은 NUREG이 제시된 문제에 대하여 분석하였다. 이 부분은 높은 열충격과 관련된 변화들로 인한 문제 때문에 원전 배관에서 가장 위험한 부위이다. 그 기존 균열과 생성된 균열~파손확률이 상당히 증가하는 결과를 제시하였다. 압력용기의 배출구 노즐에 위치한 인코넬 용접부는 40년의 가동기간 후 $10^{-2}$의 차수를 갖는 관통 누설 파손 확률을 보이며, 가장 취약한 부위임을 확인하였다. 노즐 전체를 보면, 축방향 균열보다는 원주방향균열이 발생하는 경향이 있다. 지진에 대한 민감도 결과는 이 부분이 완전 파괴되는 확률보다 지진의 누설확률에 대한 지진활동도의 효과가 높은 것으로 나타났다. 밀림배관 곡관부의 경우에는, 높은 응력집중으로 인하여 축방향균열로 인한 누설 확률(~$10^{-1}$)이 원주방향에 의한 것( ~ 2*$10^{-2}$)보다 높았다. 추가로, 교차배관의 용접부와 곡관에 대한 상대적인 파손 민감도에 대한 분석결과 앞서 언급한 두부분에 대한 파손확률보다는 낮았지만. 모든 곡관부( ~ $10^{-4}$)는 용접부보다 취약함을 보였다. 교차배관의 모든 부위에서는 균열의 생성이 관찰되지 않았다. 최종적으로 시간 의존적인 파괴역학해석 코드에 대한 개념을 도입하여 수정안을 제시하였다.
