• 한국전산구조공학회논문집
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• 제25권3호
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• pp.267-275
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• 2012

본 연구에서는 모드 I의 변동진폭하중 하에서 평판의 두께관통 균열성장을 예측하고 예측결과를 실험을 통해 검증하였다. 균열성장 모델을 위해 과하중으로 인한 균열가속과 지연효과를 고려하는 Huang의 모델식을 이용하였다. 실험적 검증을 위해 Al6016-T6 평판 균열을 제작하여 변동하중을 부여하고 균열길이를 일정 주기로 육안 측정하였다. 측정데이터로부터 모델 변수를 추정하기 위해 베이지안 접근법에 기반한 파티클 필터 방법을 이용하였고, 이를 통해 위험크기까지의 미래 거동 및 잔존수명을 확률적으로 예측하였으며, 이를 실제 실험한 결과와 비교하였다. 그 결과 변동하중에 의한 균열지연이 잘 예측됨을 확인하였고, 측정 데이터가 증가할수록 예측된 중앙값(median)이 실제와 점점 더 일치하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제29권2호
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• pp.153-161
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• 2009

2002년 미국 Davis Besse 원전에서 원자로 압력용기의 상부헤드 관통관 부위의 손상이 발견되고, 2002년 벨기에 Tihange 2호기 및 2003년 일본 쓰루가 원전의 가압기 노즐에서 균열이 발견되어 세계적으로 니켈합금기기의 일차 수응력 부식균열(PWSCC; primary water stress corrosion cracking)이 원자력안전에 상당히 위협적임을 인식하게 되었다. 이에 따라 2005년부터 4년간 계획으로 미국 NRC를 중심으로 니켈합금기기의 검사에 관한 국제공동연구(PINC; program for the inspection of nickel alloy components, 이하 PINC라 함)를 시작하였고 본 논문에는 2005년부터 수행된 PINC 국제공동연구의 수행현황에 대해서 소개한다. PINC 국제공동연구의 목적은 일차 수응력 부식균열의 형상(morphology)을 규명하고, 일차 수응력 부식균열에 대한 비파괴검사기법을 평가하는 것이다. 이 목적을 위하여 한국에서는 한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety, KINS, 이하 KINS라 함)을 주축으로 한국원자력연구원, 성균관대, 원자력발전기술원, 한전KPS, (주)엔스코, (주)UMI, (주)세안, 두산중공업(주)이 참가하였고, PINC 수행 결과는 2009년 상반기에 NUREG 보고서로 발간될 예정이다. 이러한 국제공동연구를 수행함으로써 국내 기계재료분야의 결함 형성 및 분석기술이 선진국 수준임을 과시하고, 국내 비파괴검사 기술을 선진국 수준으로 끌어 올릴 수 있었으며, 이번 기회를 통하여 국내 산학연이 서로 협력하여 니켈합금기기의 건전성평가 기술을 한 단계 상승시킬 수 있었다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제10권1호
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• pp.56-63
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• 2014

In this research, burst tests for axial notched steam generator tubes were conducted. To measure the burst pressure of notched tubes, a burst testing system was manufactured. The tests were conducted under internal pressure at room temperature. Part-through-wall and through-wall notches which have various geometries with different depths and lengths were machined by electro-discharged-machined(EDM) method. The burst pressure decreased exponentially with increasing notch length and decreased almost linearly with increasing notch depth. A comparison of the burst pressure with existing burst pressure solutions for cracked tube show that the existing solution agree well with the test results.

• 수산해양기술연구
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• 제28권2호
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• pp.197-207
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• 1992

Fatigue life and penetration behavior were examined analytically by variety of initial front face crack length and initial crack depth. The fatigue crack shape before penetration is almost semielliptical, and the aspect ratio by calculation using the Newman-Raju's formula is smaller than the value obtained by the experiment. It is found that the crack growth behavior on the back surface after penetration is unique and can be divided into three stage a, b and c. By using the K value proposed by the authors, particular crack growth behavior and the change in crack shape can be evaluated quantitatively. It is found that fatigue life and penetration behavior were more dependent on initial front face crack length than initial crack depth.

• 콘크리트학회논문집
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• 제20권3호
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• pp.291-298
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• 2008

높은 수압에서 균열이 있는 콘크리트의 투수계수에 대한 연구를 수행하였으며, 이를 위해 기존의 균열이 있는 콘크리트 투수실험의 균열 유발 방법과 압력 조절 방법을 개선하였다. 실험체를 쪼갠 후 다시 붙이는 방법으로 확실한 관통 균열을 유발하였으며, 압력계와 감압계를 사용하여 압력조절을 간소화하였다. 균열폭을 측정할 때 균열폭 분류를 정하여 범위에 드는 실험체만 실험을 수행하였다. 실험 변수는 수압 (0.1$\sim$2 bar)과 균열폭 (30$\sim$100 ${\mu}m$)이다. 실험 결과, 균열폭과 수압이 증가함에 따라 투수계수가 증가하는 경향을 보였으며, 자기 치유의 영향으로 시간에 따라 투수계수가 점차로 감소하는 것으로 나타났다. 실험 초기의 투수계수는 균열폭에 많은 영향을 받지만, 최종 투수계수는 균열폭에 의한 영향이 상대적으로 작았다. 균열폭이 100 ${\mu}m$일 때는 균열폭이 30, 50 ${\mu}m$일 때에 비해 압력에 따른 투수계수의 변화가 컸는데, 수압이 0.1 bar에서 0.25 bar로 증가하면 투수계수가 약 190배로 크게 증가하는 것으로 나타났다.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2006년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.367-368
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• 2006

Today, the Artificial Intervertebral Disc (AID) is being developed by increasing the oblique of the endplate gradually. In other words, Ultra-high Molecular Weight Polyethylene (UHMWPE) which is apply to the sliding core of the AID, does not change the shape but alters the oblique of endplate. However, the unreasonable increase of degree of freedom (DOF) can result in the aggravation of the bone fusion and the initial stability and it can also lead to the increase of the concentrated force in core. For these reasons, it is necessary to develop the advanced techniques, which choose the most adequate DOF. In this study, the new optimized modeling of the sliding core and the endplate, the fatigue characteristics, the crack propagation and the formation mechanism of wearing debris was studied and the minimizing technique will be derived from this research.

• 한국철도학회논문집
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• 제17권5호
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• pp.355-364
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• 2014

연속철근 콘크리트궤도에서는 온도 및 수분 변화에 따른 구속응력에 의해 횡균열이 발생한다. 이러한 균열은 연속철근 콘크리트궤도의 거동과 장기 공용성에 상당한 영향을 미치는 것으로 알려져 있다. 이와 같은 횡균열이 콘크리트궤도의 거동에 미치는 영향을 분석하고 균열 관리 기준을 보다 합리적으로 결정하기 위해, 이 연구에서는 연속철근 콘크리트궤도에 열차하중이 작용할 때 균열이 발생한 궤도 슬래브(TCL)와 기층(HSB)의 응력 분포를 3차원 유한요소해석 모델을 이용하여 예측하였다. 해석 결과에 따르면 균열 깊이가 증가할 경우 TCL의 휨응력과 TCL-HSB 경계부 수직응력이 증가하고, 균열이 슬래브를 관통할 경우 TCL 균열부에서 철근 주변에 국부적으로 수직 응력이 커져 장기적으로 펀치아웃 발생 가능성이 커질 수 있다. 반면 균열폭과 간격의 영향은 균열 깊이에 비해 크지 않은 것으로 나타났다. 따라서 균열폭과 간격만 관리하는 것보다는 균열 깊이를 동시에 관리할 필요가 있다. 또한 HSB 수축 줄눈의 위치를 침목 사이에 위치하도록 하는 것이 장기 공용성 확보에 더 유리하다.

• 한국생산제조학회지
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• 제24권5호
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• pp.553-560
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• 2015

Fracture mechanics analysis for cracked pipes is essential for applying the leak-before-break (LBB) concept to nuclear piping design. For LBB assessment, crack instability and leak rate should be predicted accurately for through-wall cracked pipes. In a nuclear piping system, elbows are connected with straight pipes by circumferential welding; this weld region is often considered a critical location. Hence, accurate crack assessment is necessary for cracks in the interface between elbows and straight pipes. In this study, the stress intensity factor (SIF) and elastic crack opening displacement (COD) were estimated through detailed 3D elastic finite element (FE) analyses. Based on the results, closed-form solutions of shape factors for calculating the SIFs and elastic CODs were proposed for circumferential through-wall cracks in the abovementioned interfaces under internal pressure. In addition, the effect of the elbow on shape factors was investigated by comparing the results with the existing solutions for a straight pipe.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권9호
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• pp.1159-1168
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• 2013

가압형 경수로 원자로의 압력용기 상부헤드 관통노즐 J-groove 용접부 주변에서 일차수응력부식균열(PWSCC)로 인한 냉각수 누설사례가 발생하고 있다. 본 연구에서는 PWSCC 의 주요 원인 중 하나인 용접 잔류응력을 유한요소 해석을 이용해 평가하고 원자력 발전소의 정상가동 조건을 해석에 반영하는 방법이 용접잔류응력 분포에 미치는 영향에 대한 분석을 수행하였다. 또한 반복되는 원자력 발전소의 가동 주기가 용접잔류응력 분포에 미치는 영향을 확인하여 정상가동조건에서의 정확한 용접 잔류응력을 예측할 수 있는 방법을 분석하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제29권10호
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• pp.1361-1368
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• 2005

The structural and leakage integrity of steam generator tubes should be sustained all postulated loads with appropriate margin even if a crack is present. During the past three decades, for effective integrity evaluation, several limit load solutions have been used world-widely. However, to predict accurately load carrying capacities of specific components under different conditions, the solutions have to be modified by using lots of experimental data. The purpose of this paper is to propose a new burst pressure estimation scheme based on fracture mechanics analyses for steam generator tube with an axial or circumferential through-wall crack. A series of three dimensional elastic-plastic finite element analyses were carried out and, then, closed-form estimation equations with respect to both J-integral and crack opening displacement were derived through reference stress method. The developed engineering equations were utilized for structural integrity evaluation and the resulting data were compared to the corresponding ones fiom experiments as well as limit load solutions. Thereafter, since the effectiveness was proven by promising results, it is believed that the proposed estimation scheme can be used as an efficient tool for integrity evaluation of cracked steam generator tubes.