• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제6권2호
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• pp.16-19
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• 2010

In this study, the axial ODSCC occurrence of domestic OPR 1000 steam generator tube was caused by the tube weakness and the sludge accumulation in the secondary side of steam generator. Inconel 600 HTMA used as tube material is related to most of tube leakage accidents in the world and also these ODSCCs were detected mainly at the 5th TSP(Tube Support Plate) to the 8th TSP of hot leg side. These elevations(5th TSP to 8th TSP) pave the way for the sludge accumulation. As a result of EC(Eddy Current) Bobbin and RPC data analysis, ODSCCs were occurred at contact points of tube and tube support plate. The more accumulated sludge, the higher occurrence frequency of ODSCC.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.291-296
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• 1998

노내에서 지지격자 스프링의 잔류 탄성변위는 시간(연소도)에 따라 변하게 된다. 이는 격자판의 중성자 조사에 의한 길이방향의 성장으로 지지격자 셀 크기의 증가와 피복관의 크리프에 의한 직경의 감소 및 중성자 조사에 의한 지지격자 스프링력의 이완으로 인한 것이다. 만일 지지격자 스프링의 거동이 변하여 연료봉을 탄성적으로 지지하지 못할 경우 이것은 연료봉의 유체에 의한 진동을 가속시키게 되며, 연료봉과 지지격자 스프링이나 딤플간의 반복적인 고주기의 충격하중은 연료봉의 지지부와 봉간(grid-to-rod)의 프레팅 마모의 원인이 될 수 있다. 따라서 시간에 따라 변하는 변수들의 영향을 고려한 지지격자 스프링의 잔류 탄성변위를 예측할 수 있는 방법론을 정립하여 새로운 지지격자체의 개발시 건전한 연료봉의 지지거동을 평가할 수 있는 도구로 활용하고자 하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제36권4호
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• pp.295-299
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• 2016

증기발생기 2차측(관판 상단 및 관 지지판)에 잔류하는 이물질은 전열관에 마모를 야기하여 누설을 발생시킬 가능성이 있으며, 마모는 전열관 재료의 부식 특성과는 별개로 이물질의 재료, 형태, 크기 등에 따라 큰 영향을 받는다. 관판 상단 및 관 지지판 부위의 이물질 여부는 원격육안검사(FOSAR) 방법과 와전류탐상검사(ECT)를 통해 확인하고 있다. 증기발생기 2차측의 잔류 이물질은 그 재질이나 전열관과의 접촉상태 등에 따라 검출하는데 제한성이 나타난다. 따라서, 본 연구에서는 다양한 형태와 재료의 이물질을 관판 상단에서 수직 및 수평한 방향으로 이동시켰을 때, 이물질에 대한 보빈신호의 검출 감도를 측정하기 위해 데이터를 수집하고 분석하였다.

• 한국지반공학회논문집
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• 제30권12호
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• pp.63-72
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• 2014

측방유동 지반 속에 설치된 매설관의 측방이동과 이에 대한 성토지지말뚝의 방지효과를 관찰하기 위하여 일련의 현장 실험시공을 시행하였다. 매립중인 서해안 연약지반에 지하매설관(H.P:400mm)를 부설하고 인접 위치에 성토를 3단계로 시행하여 침하판과 지중경사계를 이용하여 지하매설관의 수직변위(침하)와 수평변위를 확인하였다. 성토에 따른 측방유동 억지대책으로는 성토지지말뚝을 설치하였다. 실험시공 결과 성토도중에는 매설관이 미미하게 융기하는 현상이 발생하였고 추후 침하하다 점차 수렴하는 거동으로 나타났다. 성토지지말뚝 보강 효과는 약 2.0배로 확인되었다. 또한, 침하와 변위는 상부지반에서는 크고 하부지반에서는 적게 침하가 발생하였고 변위는 비례하여 발생하는 것으로 나타났다.

• 한국재료학회지
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• 제10권10호
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• pp.659-664
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• 2000

연료극 지지체식 원통형 고체산화물 연료전지를 개방하기 위해 연료극 지지체와 전해질이 코팅된 연료극 원통관의 제조 및 그것의 특성에 대해 연구하였다- 연료극 지지체는 20-50vol.%의 탄소함량에 따라 만들어졌으며, 탄소량이 증가함에 따라 연 료극 지지체의 기공율도 점차 증가하였으며, 적절한 기공율을 가지기 위한 최적 탄소량은 30vol.%임을 확인하였다. 연료극 지지체 관은 압출법으로 제작하였으며, 전해질은 슬러리 코팅법으로 원통판의 바깥쪽에 코팅하였고, $1400^{\circ}C$에서 공소결을 성공적으로 실시하였다. 소결후 물리척특성과 미세구조를 조사하였으며, 연료극 지지체관의 기공율은 35%이었고 연료전지의 요구조건을 만족하였다. 기체투과율 시험을 통하여, 연료극 지지체관 자체는 충분히 다공성을 나타내었으나, 전해질층을 코팅한 경우에는 매우 낮은 기체부과율을 나타냄을 확인하였다. 이것은 코팅된 전해질층이 매우 치밀하다는 것을 의미하며, 본 연구를 통해서 연료극 지지체식 원통형 고체산화물 연료전지가 제조될 수 있음을 확인하였다.

• 디지털융복합연구
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• 제19권8호
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• pp.385-396
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• 2021

본 연구의 목적은 비수술적 요법을 받는 척추관협착증과 추간판탈출증 환자의 요통 경험 과정을 탐색하는 것이다. 비수술적 요법을 적용받는 척추관협착증, 추간판탈출증 환자 10명을 대상으로 심층 면담을 실시하여 Corbin과 Strauss(2015)의 근거이론 방법을 적용한 질적연구이다. 연구 결과 핵심 범주는 고통의 늪에서 내 몸과 타협하기로 도출되었고, 인과적 조건은 과도한 육체적 활동과 부적절한 자세이었으며, 상황적 맥락은 노화와 운동 부족으로 확인되었다. 중심 현상은 극심한 통증으로 위축된 삶으로 나타났고, 작용/상호전략을 조절하기 위한 중재적 상황은 지지체계, 꾸준한 관리, 경제적 여건이 확인되었다. 작용/상호전략으로 의학적 치료, 바른 신체선열 유지, 운동을 사용하였으며, 결과는 생활 양식의 변화와 삶의 의미를 생각함이었다. 요통의 경험 과정은 인식기, 대처기, 적응기 3단계로 확인되었다. 따라서, 본 연구는 요통 경험에 대한 심층적 이해를 바탕으로 단계별 간호중재 프로그램의 개발과 적용을 위한 기초 자료가 될 수 있을 것이다.

• 한국지반공학회지:지반
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• 제9권4호
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• pp.45-54
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• 1993

본 논문에서는 원심모형실험을 통하여 보강재의 재질 특성에 따른 보강토옹벽의 거동을 연구 하였다. 이 연구에서 전면판은 가요성 알루미늄판을 사용하였으며, 보강재는 알루미늄 호일 스트립 (aluminum foil strip)과 비직물 폴리에스터 시트(non-woven polyester sheet)를 이용하였다. 실험결과, 알루미늄 호일보다 폴리에스터 시트를 이용한 모델옹벽이 더 높은 응력에서 지지 되었으며, 전면판의 수평변위는 높이 0.6H인 지점에서 최대치를 나타내었다. 한편, 본 연구결과를 이용하여 전면판의 위치에 따른 수평변위산정을 위한 계수관계도를 제안하였다.

• 한국강구조학회 논문집
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• 제16권1호통권68호
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• pp.103-111
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• 2004

본 연구는 예측된 균등한 온도 상승시 하중비, 하중상태, 지지조건의 주요변수를 고려한 H-형강보의 국부좌굴에 관한 것이다. 고온시 재료의 물리적 특성은 EC3 Part 1.2에 따랐으며, 철골 보의 판 국부 좌굴은 철판의 판폭두께비의 임계응력 또는 항복응력에 지배되는 것으로 나타났다. 균등한 열을 받는 철골 보의 국부좌굴은 한계상태 설계법에서 응력과 모멘트비로 평가하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제31권2호
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• pp.277-284
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• 2007

The steam generator in a nuclear power plant is a large heat exchanger that uses heat from a reactor to generate steam to drive the turbine generator. Rupture of a steam generator tube can result in release of fission products to environment outside. Therefore, an accurate integrity assessment of the steam generator tubes with cracks is of great importance for maintaining the safety of a nuclear power plant. The steam generator tubes are supported at regular intervals by support plates and rotations of the tubes are restrained. Although it has been reported that the limit load for a circumferential crack is significantly affected by boundary condition of the tube, existing limit load solutions do not consider the restraining effect of support plate correctly. In addition, there are no limit load solutions for circumferential cracks in U-bend region with the effect of the support plate. This paper provides detailed limit load solutions for circumferential cracks in top of tube sheet and the U-bend regions of the steam generator tube with the actual boundary conditions to simulate the restraining effect of the support plate. Such solutions are developed based on three dimensional finite element analyses. The resulting limit load solutions are given in a polynomial form, and thus can be simply used in practical integrity assessment of the steam generator tubes.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권4호
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• pp.417-424
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• 2011

핵연료집합체는 상단고정체, 하단고정체, 지지격자체, 제어관/계측관과 핵연료봉의 5 가지 주요 구성품으로 이루어져 있다. 여기서 상/하단고정체는 다른 구성품과 달리 ASME, Section III, Division 1 - Subsection NB 의 운전조건 A, B 에서의 stress intensity limits 를 만족하여야 한다. 이중냉각 핵연료집합체는 집합체당 출력을 증가시키기 위해서 기존의 가압경수로용 핵연료집합체에서 핵연료봉의 배열과 위치를 변화시켰는데 이로 인하여 핵연료봉 내/외부유로로 냉각수가 잘 흐를 수 있도록 상/하단고정체의 유로판의 형상을 수정하여야 한다. 본 논문에서는 설계하중조건에 대하여 수정된 상단고정체 유로판의 건전성평가를 위해 수행한 응력선형화과정을 자세히 설명하고 평가결과에 대하여 기술하였다.