• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2003년도 추계학술대회 논문요약집
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• pp.243-243
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• 2003

• 한국지반공학회지:지반
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• 제8권4호
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• pp.17-30
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• 1992

연약한 점토지반에서는, 정규압밀상태와 더불어 미약한 과압밀상태에서의 구성관계가 실제 지반구조물의 거동을 해석하는 데 중요한 역할을 한다. 미약한 과압밀상태의 거동에 실용적으로 적용될 수 있는 구성모델은 비교적 간편한 계수만을 사용하여 실제의 다양한 거동을 정확하게 예측할 수 있도록 개발되어야 한다. 이러한 연유로 본 연구에서는 등가응력 (자)으로규준화하였을 때 나타나는 지반의 비 배수거동을 재현하여 미약한 과압밀상태에 적용할 수 있는 구성모델을 제안하였다. 제안된 모델은 단지 정규압밀상태의 거동으로 도출할 수 있는 모델계수만을 사용하여 초기항복면내부에서 발생하는 항복현상을 표현할 수 있다. 뿐만아니라 제안된 모델은 과압밀상태, 2차압밀, 응력이완등의 영향에 따른 실제의 거동을 기존의 모델들에 비하여 더욱 간편하고 정확하게 예측할 수 있다.

• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 2008년도 추계 학술발표회 제20권2호
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• pp.361-364
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• 2008

UHPC를 이용한 구조물 설계가 이루어지기 위해서는 우선적으로 재료의 역학적 거동 특성을 명확히 규명하여야 하며, 일반 콘크리트와 비교할 때 가장 큰 특징은 구조적으로 유효한 인장강도 및 인장거동이다. 따라서 UHPC를 활용한 적절한 설계가 되기 위해서는 특히 UHPC의 인장거동의 특성을 나타내는 구성모델의 확립이 무엇보다 중요하다고 말할 수 있다. 본 연구에서는 UHPC의 인장거동을 실험 및 해석을 통해 규명하고자 하였다. 프랑스 SETRA/AFGC에서 제시한 설계기준(안)과 일본 JSCE에서 제시한 초고강도 섬유보강 콘크리트의 설계 s시공지침(안)과의 비교를 통해 UHPC의 인장 연화거동과 인장응력-변형률 관계에 대해 합리적인 거동모델을 제시하였다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제2권1호
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• pp.63-69
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• 1998

회전축계가 거동시 지진하중을 받을때의 응답 거동을 조사하였다. 지진과 기동으로 인하여 회전축계가 불안정하다면, 과다한 진동이 발생할 뿐만 이니라 회정지계의 회전자가 고정자와 부딪혀 기계 성능을 발휘하지 못하게 할 것이다. 그래서 면진장치를 갖춘 기초에 지진동이 작용할 때에, 회전축계의 응답을 모사하였다. 거동시 회전축계의 과도 응답을 얻기 위하여 우선 회전축계의 운동방정식을 유도 하였다. 유도한 운동방정식은 비선형이어서 Runge-Kutta 수치해석법을 이용하여 응답을 계산하였으며, 기동 운전모드에 따른 거동뿐만 아니라 면진스프링의 강성을 매개변수로 취하여 회전축계의 응답거동을 고찰하였다.

• 전기화학회지
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• 제25권1호
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• pp.1-12
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• 2022

리튬이온전지의 성능과 안전성을 뛰어넘는 다양한 차세대전지 개발이 진행되고 있다. 특히, 흑연을 대신할 고용량 음극 소재로 리튬 금속을 사용하는 연구는 여전히 활발히 이뤄지고 있지만, 높은 충전 전류 밀도에서 형성되는 덴드라이트는 리튬 금속 전극 상용화에 가장 큰 걸림돌이다. 이에 따라, 전해질 첨가제, 보호막 도입, 리튬 형상 제어 등 다양한 접근법으로 덴드라이트 문제를 개선하기 위한 연구가 진행되어 왔으며, 중요한 실험 결과 중 하나로서 가장 많이 보고되는 것이 리튬 대칭셀을 이용한 과전압 거동 분석이다. 이 과전압 거동은 크게 세 단계로 구분될 수 있지만, 대부분의 연구에서는 단순히 제어 변수에 따른 과전압 감소나 대칭셀 수명 차이로 각 접근법이 덴드라이트 형성 제어에 효과적임을 주장하고 있다. 또한, 각 과전압 거동을 자세히 살펴보면, 리튬 핵 생성 및 성장되는 전착 과정이나 탈리 조건에 크게 영향을 받고 있음에도, 이에 대한 해석은 제한적으로 이뤄지고 있다. 뿐만 아니라, 전착/탈리 과정이 장기간 반복됨에 따라, Dead 리튬 형성으로 인한 물질전달 제한이 과전압에 영향을 주고 있음이 명확히 언급되고 있지 않다. 따라서, 본 총설에서는 이러한 리튬 대칭셀 과전압 분석에 있어, 각 과전압 거동에 대한 이론적 배경을 자세히 설명하고, 전해질 조성, 분리막, 리튬 형상 제어, 리튬 표면 개질에 따른 과전압 거동 분석 결과를 재조명한다.

• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 2009년도 춘계 학술대회 제21권1호
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• pp.9-10
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• 2009

본 연구는 진동대 실험을 통하여 철근콘크리트 부재의 이력거동 모델을 규명하고자 한다. 부재의 이력거동은 지진과 같은 과도한 하중에 의한 부재의 안전성을 규명하는데 필수적이다. 질량에 따른 이력거동의 차이를 조사하였다.

• 대한토목학회논문집
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• 제5권4호
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• pp.95-101
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• 1985

국내강교량(國內鋼橋梁)에서 사용(使用)되는 대표적인 강종(鋼種)인 SWS50에 대한 파괴거동(破壞擧動)의 거시적(巨視的)인 고찰(考察)을 통하여 충격파괴거동(衝擊破壞擧動)과 피로거동(疲勞擧動)을 조사(調査)하여 미시적(微視的)인 고찰(考察)과의 관계(關孫)를 추적하는데 필요(必要)한 기초자료(基礎資料)의 제시와 국내(國內) 생산(生產)시판 강종(鋼種)에 대한 파괴제어(破壞制御)의 자료(資料)를 제공한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.84-89
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• 1998

Alloy 600 및 alloy 690과 Ni-8Cr-lOFe 합금 등의 응력부식(stress corrosion cracking, SCC) 거동을 고온의 염기성 분위기에서 C-ring 시편을 사용하여 연구하였다. Alloy 600과 alloy 690을 여러 조건에서 열처리하여 etching한 후 탄화물의 분포와 입계 주변의 Cr고갈 정도 등의 미세조직을 광학현미경과 주사 전자현미경(SEM)으로 관찰하였다. 이들 재료에 대한 SCC 시험을 315$^{\circ}C$의 40% NaOH 수용액에서 일정한 부하전위(부식전위 + 200㎷)를 가하면서 수행하였으며, 동일 조건에서의 분극거동도 측정하였다. Alloy 600 MA(mill anneal) 및 TT(thermal treatment)의 SCC 저항성은 alloy 690 TT와 Ni-8Cr-10Fe SA(solution anneal)보다 낮았다. Alloy 600 TT 재료는 alloy 600 MA 및 SA 재료에 비해 SCC 저항성이 더 컸다. 고용 탄소농도는 alloy 600의 SCC 저항성에 큰 영향을 주지 못했다. 대부분의 Alloy 600은 균열전파 입계균열을 보였으나, 일부에서는 입계 및 입내 혼합양상(mixed mode cracking)을 보였다. 염기성 분위기에서 Ni기 합금의 SCC 거동을 미세조직, 분극거동의 관점에서 고찰하였다.

• 한국전산구조공학회:학술대회논문집
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• 한국전산구조공학회 2011년도 정기 학술대회
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• pp.123-126
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• 2011

본 논문에서는 점탄성 매트릭스와 탄성 강화입자로 구성된 복합재료의 크리프 거동예측을 미세역학 기반의 시뮬레이션을 통하여 수행하였다. 에폭시 고분자로 이루어진 복합재료의 경우 재료 특성상 탄성적 거동뿐 아니라 점성적 거동도 함께 발생하게 된다. 이렇듯 점탄성 거동을 보이는 재료의 경우 탄성만을 고려한 해석방법으로는 한계가 있으며 점성적인 특성 또한 고려되어야 한다. 점탄성 복합재료의 해석을 위해서 손상을 고려한 미세역학 기반의 해석 (Ju and Chen, 1994) 과 Mesquita and Coda (2002)의 근사식을 사용하였다. 이를 통해 구한 재료 물성은 복합재료의 크리프 거동예측을 위한 Kelvin-Voight (KV) 모델과 Standard Linear Solid (SLS) 모델에 적용되었다. 최종적으로 본 연구에서 제안한 손상을 고려한 점탄성 모델의 예측과 시험결과를 비교 수행하여 결과의 타당성을 검증하였다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1994년도 추계학술발표회 초록집
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• pp.150-154
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• 1994

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP 언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 '최종정상상태'를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. CANDU-6 단계감발 운전시 동적 거동을 원자로 설계자료인 '예비 안전성 평가 보고서(PSAR)'와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다