• Composites Research
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• 제29권2호
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• pp.60-65
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• 2016

본 연구에서는 Type IV 수소 압력용기 시제품의 충격하중 조건에 따른 구조 건전성을 분석하고자 유한요소해석과 FBG 센서 삽입을 통한 실시간 모니터링 실험을 수행하여 결과를 분석하였다. 플라이 모델링 기법을 활용한 유한요소해석을 통해 FBG 센서를 삽입할 수소 압력용기의 취약부 선정 및 가압 조건을 제시하였으며, 실험을 진행할 기초 정보를 확보하였다. 실제 용기제작에 앞서 시편 실험을 통해 FBG 센서의 삽입방식 신뢰성을 확보하였으며, 이후 해당 결과를 활용하여 필라멘트 와인딩 공정에 적용하였다. 비충격 가압 피로실험과 총 4회의 충격 피로실험을 수행하였다. 실험결과 비충격 가압 피로실험에서는 해석과 동일한 거동을 보였으며, 4회의 충격 피로실험에서는 용기의 충전 시간이 점진적으로 증가하고 충전률은 감소하는 것을 확인하였다.

• 원자력산업
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• 제21권7호통권221호
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• pp.63-70
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• 2001

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 추계학술대회논문집A
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• pp.16-21
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• 2001

The PTS reference temperature of reactor pressure vessel for one of the Korean NPPs has been predicted to exceed the screening criteria before it reaches it's design life. To cope with this issue, a plant-specific PTS analysis had been performed in accordance with the Regulatory Guide 1.154 in 1999. As a result of that analysis, it was found that current methodology of RG. 1.154 was very conservative. The objective of this study is to examine the effects of changing various input parameters and to determine the amount of conservatism of the current PTS analysis method. To do this, based on the past PTS analysis experience, parametric study were performed for various models using modified VISA-II code. This paper discusses the analysis results and recommendations to reduce the conservatism of current analysis method.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제6권2호
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• pp.42-46
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• 2010

The evaluation method for the failure frequency of reactor vessel under pressurized thermal shock(PTS) is developed using probabilistic fracture mechanics. The probabilistic reactor integrity evaluation code, named R-PIE code, is developed. The validity and uncertainty of the R-PIE code is investigated. The reactor failure frequencies under PTS for Kori-1 nuclear power plant and other type of domestic nuclear power plants are evaluated. The reference PTS temperature for domestic nuclear power plants is obtained for the rule making against PTS failure.

• 한국전산유체공학회지
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• 제3권1호
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• pp.89-99
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• 1998

한국형 차세대원자로에서는 비상노심 안전주입수가 저온관을 통하지 않고 원자로용기에 직접 주입된다. 원자로용기의 가압열충격과 열수력적 관점에서 최적의 노즐위치를 결정하기 위해서 전산유체역학을 활용하였다. 상용 전산유체코드인 CFX를 이용하여 원자로 하향유로를 모사하는 해석대상 격자를 다중불록으로 형성한 다음 유동장을 비압축성 Navier-Stokes 운동량 방정식, 에너지 방정식과 표준 k-ε 난류모형 등으로 모형화하여 3차원 비정상상태 계산을 수행하였다. CFX에서는 경계 밀착좌표계, 비엇물림격자와 SIMPLE 알고리즘을 사용한다. 본 연구결과 원자로용기의 가압열충격 관점에서 가장 보수적인 사고인 증기관 파단사고시에도 열적혼합이 잘 일어나 가압열충격이 발생할 가능성이 없는 것으로 판단되며 안전주입수 노즐이 저온관 바로 위에 위치할 때 원자로 하향유로 내의 온도 분포가 가장 균일하여 열적 혼합 관점에서는 최적의 위치로 판단된다.

• 전산구조공학
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• 제9권2호
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• pp.153-161
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• 1996

본 논문에서는 가압열충격의 파괴역학적 해석에 필요한 이론을 조사하였고 원자로용기의 구조건전성을 평가하기 위하여 해석과정을 전산화하였다. 우선 사고 transient에 대하여 원자로용기내의 압력과 주입되는 냉각재의 온도변화가 주어지면 이들로 부터 시간에 따른 용기에서의 온도와 응력분포를 구하고, 중성자 조사량과 용기 재질의 화학성분으로 부터 기준무연성천이온도의 분포가 구해지며 이로부터 파괴인성치 K/sub IA/와 K/sub IC/의 분포가 얻어진다. 또한 응력분포로 부터 균열의 크기 및 형상에 따라 응력확대계수 K/sub I/이 구해지므로 이를 K/sub IA/및 K/sub IC/와 비교함으로써 균열의 성장거동을 예측할 수 있다. 지금까지 보고된 가압열충격을 유발할 수 있는 대표적인 사고 transient가 국내 발전소에 발생할 경우를 가정하여 해석을 수행하였고 그 결과에 대하여 검토하였다.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2010년도 제35회 추계학술대회논문집
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• pp.177-180
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• 2010

고압관, 가압관, 발사관으로 구성된 Ballistic Range의 일종인 2단식 경가스 총을 사용하여 초음속 액체 제트의 분무 특성을 연구하였다. 135 bar의 압축공기는 고압관과 가압관 사이에 OHP필름으로 구성된 격막을 파열시킨 후 가압관의 발사체를 약 250 m/s의 속도로 가속하였다. 가속된 발사체는 액체 저장부에 충돌하여 액체를 초고압으로 가압한 후 초음속으로 분사시키며, 특히 초음속 액체 제트는 미립화된 다중 제트의 형태를 나타내고 액체 제트 전방 영역에서 충격파를 수반한다. 다양한 분사 노즐의 기하학적 형상에 대한 분무시험결과 초음속 액체 제트의 속도와 충격파 각도가 각각 다르게 생성되었으며, L/d가 9.9, 11.9, 23.8의 조건에 대하여 L/d가 23.8의 경우에 액체 제트의 분사속도가 마하수 1.53으로 가장 낮게 측정되었다.

• 전산구조공학
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• 제20권3호
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• pp.14-17
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• 2007

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.324-324
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.120-120
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• 1999