• Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
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• 2009.04a
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• pp.438-441
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• 2009

휨강성이 작은 바닥시스템인 플랫 플레이트 구조는 응력조건 뿐만 아니라 사용성조건에 의하여 구조적 성능이 결정될 수 있으며, 특히 과도한 시공 하중의 작용은 시공 중 안전성에 대한 단기적인 손상 뿐만 아니라 사용성에 관련된 장기적인 손상을 발생시킬 수 있다. 이러한 플랫 플레이트의 시공하중은 동바리지지 층 수, 시공주기, 슬래브 콘크리트의 재료적인 강성 뿐만 아니라, 동바리의 강성과 슬래브에 발생하는 균열에 의한 영향에 의하여 결정된다. 본 논문에서는 다양한 설계조건에 대한 해석연구를 통하여, 동바리-슬래브의 강성비 변화 및 콘크리트 균열에 의한 단면강성저하가 슬래브들 간의 하중 분포에 미치는 영향을 분석하고, 이러한 동바리 강성 및 슬래브 균열의 영향을 고려한 시공하중 산정법을 제안한다.

• Tunnel and Underground Space
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• v.14 no.4
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• pp.248-260
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• 2004

Damage in brittle rock due to stress increase starts from initiation of microcracks, and then results in failure by forming macro failure planes due to propagation and coalescence of these discrete cracks. Conventionally, continuum approaches using macro-failure criteria or a number of elasto-plastic models have been major solution to implement rock damage and failure. However, actual brittle failure processes can be better described in phenomenological approach if initiation and propagation of discrete fractures are explicitly considered. This study presents damage and failure process of rock using a boundary element code, FRACOD, which has been developed to model fracturing process of rocks. Through a series of numerical uniaxial compressive tests, the feasibility of the developed model was verified, and realistic rock failure process was reproduced considering scale effects in rocks. In addition, the fracturing process and the corresponding rock damage in the vicinity of deep shaft in rock mass were presented as an application of this approach. This approach will be expected to contribute to finding better engineering solutions for the analysis of stability problems in brittle rock masses.

• Proceedings of the KWS Conference
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• 2004.05a
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• pp.168-170
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• 2004

터빈로터는 발전설비 중에서 가장 핵심 부분이며 동시에 심한 고온 응력을 받는 부분이다. 터빈로터 재료로는 Ni-Cr-Mo-V강과 CrMoV 강등이 사용된다. CrMoV 강은 발전 설비로 장시간 사용 중 열적피로나 크립손상, 고온 부식 등의 문제가 단독 혹은 복합적으로 발생하여 재료에 손상을 입히게 되고 결국에는 설비의 수명을 단축 시키곤 한다. (중략)

• Journal of the Korean Society for Railway
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• v.10 no.5
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• pp.546-553
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• 2007

The objective of the present paper is to evaluate the effect of the evolution of contact surface profile by fretting wear on the contact stress distribution and fatigue crack initiation site of press-fitted shaft by means of an analytical method based on experimental data. A finite element analysis was performed to analyze the stress states of press-fitted shaft, considering the worn contact surface profiles of shaft. The evolutions of contact stress as wearing of contact surface were analyzed by finite element analysis and fatigue crack nucleation sites were evaluated by fretting fatigue damage parameter (FFDP) md multiaxial fatigue criteria. It is found that the stress concentration of a contact edge in press-fitted sha손 decreases rapidly at the initial stage of total fatigue life, and its location shifts from the contact edge to the inside due to fretting wear as increasing of fatigue cycles. Thus the transition of crack nucleation position in press-fitted shaft is mainly caused by stress change of a contact edge due to the evolution of contact surface profile by fretting wear. Therefore, it is suggested that the nucleation of multiple cracks on fretted surface of press fits is strongly related to the evolution of surface profile at the initial stage of total fatigue life.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.211-216
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• 1995

1994년 11월에 나타난 고리 1호기 증기발생기의 전열관 누설에 대한 원인을 조사하기 위하여 인출 전열관의 파손 분석과 슬러지 분석 및 pH 분석 등을 수행하였다. 손상원인은 국부적인 염기도 상승과 부식전위 상승에 따른 2차측 응력부식균열(ODSCC)로 밝혀졌다. 전열관 표면과 접한 관판 상부의 퇴적슬러지 끝단에 형성된 틈새에서 나타나는 비등현상으로 $Na^{+}$ 등의 양이온이 농축하게 되며, Cl$^{-}$ 등의 음이온 증발로 인하여 국부적으로 염기도의 상승현상이 야기되었다. 또한 재 가동시 전열관 표면에 침착된 잔류 구리와 용존산소의 결합으로 부식전위가 상승되었다. 이와 같은 ODSCC 발생환경은 1990년이래 지속적으로 형성된 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.515-520
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• 1996

원자력 발전소 증기발생기의 1차측 및 2차측 응력부식균열에 대한 온도감소 효과를 고리 1호기의 현장 데이터를 근간으로 분석하였다. 고리 1호기의 경우 출력을 100%에서 85%로 감소시키므로써, 고온관 온도는 320.5$^{\circ}C$에서 313.5$^{\circ}C$로 7$^{\circ}C$ 감소하였으며, 이와 같은 온도감소 효과로 PWSCC 손상률은 약 40%, ODSCC 손상률은 약 33% 감소하는 것으로 산출되었다. PWSCC의 경우 Weibull 기울기는 b = 5.6 에서 b : 3.8로 감소한 것으로 나타났다. PWSCC의 억제방안으로는 출력감발에 의한 온도감소가 가장 효과적이지만, ODSCC의 경우에는 틈새 분위기의 변환이 큰 역할을 하는 것으로 나타났다.

• Journal of the KSME
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• v.37 no.10
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• pp.41-46
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• 1997

철강구조물 부재 내에 노치나 균열이 존재할 수 있고, 외부의 피로하중에 의하여 취약부에서 발생한 균열이 진전하여 전구조물의 최종파손을 야기시킬 수 있다. 부재를 보다 안전하게 사용하고 또한 신뢰성을 확보하기 위해서는 이미 손상된 부재에서 균열의 진전상태를 계측할 수 있는 방법이 확립되어져야 하고, 파괴역학적 파라미터를 이용한 사용재의 균열진전거동특성이 평가되어야 한다. 균열길이의 측정방법은 지금까지 많은 연구자들에 의하여 개발되어져 왔는데 크게 광학현미경을 이용하여 육안으로 직접 균열길이를 측정하는 방법과 컴플라이언스, 초음파, AE 또는 전기적 신호를 통하여 얻어진 결괄부터 균열길이로 환산하는 간접적인 방법으로 대별된다. 대부분의 균열길이의 측정방법은 많은 수작업이 요구되고, 특히 하한계응력확대계수영역의 미세한 균열진전량을 측정하기에는 어려움이 따르고 있다. 이에 대하여 전도체 시험편에 일정전류를 흐르게 하고 균열길이의 증가에 따라 변화하는 전위차로 이를 균열길이로 평가하는 전기적인 측정방법이 있다. 이 방법은 실험장치가 비교적 간단하고 미세한 균열길이의 측정이 용이하여 균열길이의 직접적인 측정이 곤란한 고온역 그리고 충격하중하에서의 균열길이 측정에 이용이 확대되고 있다. 이 글에서는 여러 균열길이 측정방법의 장.단점에 대하여 고찰하고, 그 중 많은 장점을 갖고 있는 직류전위차법의 실험방법을 소개한다.

• Journal of the Korean Society for Aeronautical & Space Sciences
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• v.31 no.1
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• pp.8-17
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• 2003

The butt lap joint structures which are usually designed by the concept of slow crack growth damage tolerance, show frequently the behaviors of multiple site fatigue crack growth around the fastener hole edges due to the fretting between the two jointed parts. In this paper, experimental tests of fatigue crack growth have been performed of a bolted butt lap joint structure having an initial corner crack at the fastener hole edge, with different fretting conditions under a flight load spectrum. The obtained test results were reviewed to investigate the effects of fretting fatigue cracks on the damage tolerance crack growth life. Computations of corner crack growth were also carried out using an existed model to compare with test results.

• Journal of Welding and Joining
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• v.11 no.4
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• pp.112-124
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• 1993

It has been reported that fatigue damage sometimes occurred at the stress concentrated and dynamic loaded structural members of bulk carrier. In this paper, studies on fatigue strength of hull structures are reviewed, and the program for evaluating fatigue strength is developed. And the fatigue crack initiation and propagation on the end part of cargo hold frame of bulk carrier were calculated by FEM stress analysis and the fatigue strength evaluation program. These method can be applied not only to the crack initiation life but also to crack propagation life for the hull structural members at the hull design stage and be effective as the guideline to prevent the crack initiation or to estimate the fatigue strength for repairing of the fatigue damaged structures of real ships.

• Journal of Energy Engineering
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• v.23 no.2
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• pp.149-157
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• 2014

The steam generator tubes of nuclear power plants have various types of corrosion failures during the plant operation. The stress corrosion cracking which occurs on the outer surface of tube is called the secondary side stress corrosion cracking and mainly occurs in the expansion-transition area of tube. The causes are the concentration of impurities by the sludge pile-up related to the geometry of its region and the residual stress by tube expansion in the process of steam generator manufacturing. Especially the directionality and sizes of residual stresses are differed according to the tube expansion methods and the direction and the frequency of tube cracks depend on their characteristics. In bases on the plant experiences, it is notified that circumferential cracks of tubes expanded with explosive expansion method are dominantly occurred compared to those of tubes done with hydraulic expansion one. Therefore in this study, according to tube expansion methods frequencies and sizes of tube cracks with specific direction are compared by means of accelerated immersion test and also the crack morphology and the specific chemicals from water-chemistry environment are observed through the fracture surface examination.