• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.11
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• pp.1675-1680
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• 2010

Flow Accelerated Corrosion (FAC) occurring during in-service conditions results in localized wall-thinning in the feeder pipes of CANDU. The wall-thinning of the feeder pipes is the main degradation mechanisms affecting the integrity of piping systems. In this paper, we assess the integrity of wall-thinned feeder pipes by limit load analysis. The limit loads for wall-thinning feeder pipes subjected to in-plane bending and internal pressure were determined on the basis of finte element limit analyses. The limit loads are determined from the results of limit analyses of elasticperfectly-plastic materials using the large geometry change. Closed-form approximations of limit load solutions for wall-thinning feeder pipes subjected to in-plane bending and pressure are proposed.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.9
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• pp.1241-1248
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• 2010

In large-scale production of hydrogen, a PHE (Process Heat Exchanger) is a key component because the heat required to carry out the Sulfur-Iodine chemical reaction that yields hydrogen is transferred from a VHTR (Very High Temperature Reactor) by the PHE. Korea Atomic Energy Research Institute established a helium gas loop for conducting performance test of components that are used in the VHTR. In this study, as a part of high-temperature structural-integrity evaluation of a designed PHE prototype that is scheduled to be tested in the helium gas loop, we carried out high-temperature structural-analysis modeling, thermal analysis, and thermal-expansion analysis for the designed PHE prototype. An appropriate constraint condition is proposed at the end of the in-flow and out-flow pipelines of the primary and secondary coolants and the proposed constraint condition will be applied to the design of the performance-test loop setup for the designed PHE prototype.

• Fire Science and Engineering
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• v.17 no.4
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• pp.76-85
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• 2003

In this study, we write down the definitions, their causes and the techniques of analysis as a theoretical consideration of common cause failures, and investigate the limitation and the importance of the common cause failures by applying to the analysis on the fire protection as a representative safety facility. As you can know in the reliability analysis, most impressive cause is the malfunctions of pumping operations; especially the common cause failure of two pumps is dominant. In other words, it is possible to assess system-reliability as twice as actual without CCF From these, CCF is extraordinarily important and the results are highly dependent on the CCF factor. And although it would increase with multiple installations, the reliability are not defined as linear with those multiplications. In addition, the differences in results due to the models for analysis are not significant, whereas the various sources of data produce highly different results. Therefore, we conclude that the reliabilities are dependent on the quality of the usable data much better than the variety of models. As a result, the basic and engineering device for the preventions of CCF of the multiple facilities is to design it as reliably as to design the fire-water pump. That is to say, we must assess those reliabilities using PFD whether they are appropriate to SIL (Safety Integrity Level) which is required for the reliability in SIS (Safety Instrumented System). The result of the analysis on the reliability of the fire-water supply with CCF shows that PFD is 3.80E-3, so that it cannot be said to be designed as safely as in the level of SIL5. However, without CCF, PFD is 1.82E-3 which means that they are designed as unsafely as before.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.1
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• pp.97-101
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• 2010

PWSCC(Primary Stress Corrosion Cracking) in Alloy 82/182 butt welds is the problem affecting safety and integrity of nuclear power plant. PWSCC can be occurred in the area that is at high magnitude of tensile residual stress, such as Alloy 82/182 dissimilar metal welds in PZR(pressurizer) nozzles. There have been a number of incidents recently at the dissimilar metal welds in overseas nuclear power plants. Overlay weld is the one of the effective methods to decrease tensile residual stress of inside surface, which will result in preventing PWSCC. In this paper, overlay weld conditions on the purpose of preventing PWSCC was explained and the benefit of the overlay weld was confirmed performing finite element analysis.

• Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea
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• v.5 no.4
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• pp.67-74
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• 2001

Structural engineers lately have an interest in the safety for equipments and facility in buildings subjected to earthquake. The stability of cultural assets was not considered for the earthquake induced vibration, while the integrity of structure has been considered through the resistant earthquake design. The purpose of this study aimed to analyze the behavior of isolation device named as \"Isolation table system\" and to evaluate its isolation performance through the experiment study. Isolation table is one of isolation systems to reduce the vibration which was transferred from slab to exhibition table. Experimental result shows that isolation table can reduce the vibration by 80-90% and its behavior is very stable within its maximal stroke.al stroke.

• Journal of Welding and Joining
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• v.17 no.2
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• pp.25-28
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• 1999

국내에 건설되어 거의 20∼30년 가동되고 있는 발전설비, 석유화학 플랜트 등 거대설비 기기의 건전성(integrity) 및 신뢰성 확보와 잔존수명 예측을 위해서는 구조물 내부 또는 표층부에 존재하는 결 함의 특성을 아는 것과 함께 그 재료의 특정 부위에 어느정도의 응력이나 변형이 있는가를 아는 것이 매우 중요하다. 일반적으로 강 용접부의 비파괴적 결함검출에는 주로 SV파(vertically shear wave)와 SH파(horizontally shear wave)라 불리는 횡파를 이용한 초음파사각탐상법이 실용화되어 이용되고 있다. 그러나 비파괴적인 방법에 의한 실험적인 잔류응력 측정, 변형해석법에는 전기 저항 및 자기 스트레인 게이지법, X선회절법, 광탄성법(photoelasticity), 모아레(Mohr's)법, 레이저스펙클(Laser speackle)법, 응 력도료법, Barkhausen Nosise법, Caustics법 등이 제시되어 있으나 그 유용성 면에서는 아직 해결되야할 문제가 많이 남아 있는 실정이다. 응력이나 변형을 해석하는 방법으로 이론적 방법, 계산적 방법 실험적 방법이 잇다. 이론적 방법에는 재료 역학적으로 취급하는 방법, 탄성론 등이 있고, 계산적인 방법에는 유한요소법이 있지만, 이론적 방법이나 계산적 방법만으로는 해석이 불가능한 경우가 많기 때문에 실험 적 방법이 필요하게 된다. 이 글에서는 파괴 시험 또는 다른 비파괴평가기술에 비해 간편한 측정, 높은 측정정도, 시험결과 도출의 신속성, 검사비용의 절감 등 많은 장점을 가지고 있고 실험적으로 유용성이 일부 검증되고 있는 음탄성법(Acoustoelasticity)에 의한 잔류응력 측정법에 관해 소개하고자 한다.TEX> mg/L(평균 49 mg/L)로 비교적 안정적인 처리효율을 보여주었다. 본 연구결과 HVC 공정은 화학약품 사용량의 절감 및 이에 따른 화학슬러지 발생량의 감소를 기대 할 수 있는 친환경기술로 유지관리비를 최소화할 수 있는 장점이 있었다. 않은 사람들 중 미래의 검진실행의지에 건강소식지가 영향을 미친 경우는 48.7%였다. 보건교육을 받은 후 유방암 자가검진 실천율은 사업군에서 53.9%로 받기 전의 27.3%보다 증가하였으나 대조군의 경우는 별 차이가 없었다. 연령별로는 60대가 가장 높았고 사업군에서 검진율의 증가분은 30대가 가장 컸다. 교육수준별로는 사업군은 고졸이, 대조군은 전문대졸이 가장 높았고 사업군에서 검진율의 증가분은 고졸에서 가장 컸다. 보건교육 후 유방암과 관련된 건강지식의 정도는 사업군이 3.7점으로 대조군보다 유의하게 높았으며, 유방암 자가검진법을 실천하는 사람들의 동기는 ‘일반 대중매체의 영향’이 가장 많았으며 건강소식지가 동기인 경우도 20.4%였다. 사업군에서 건강소식지가 유방암 자가검진법 실천에 영향을 미친 경우가 79.6%였으며 유방암 자가검진법에 관한 보건교육을 받고 실천하지 않은 사람들 중 미래의 실천의지에 건강소식지가 영향을 미친 경우는 43.6%였다. 이상의 소견에서 지역주민을 대상으로 인쇄매체를 통한 보건교육은 인쇄물만으로도 쉽게 실천 할 수 있는 유방암 자가검진법이 가장 효과적이었으며, 자궁암검진에 관해서도 검진을 받을 수 있도록 지역사회의 보건의료의 하부구조를 정비하여 제도적 장치를 마련하고 정보를 제공한다면 자궁암검진 실천율도 증가할 것이다.고 12.9% 의 발달율을 보여 유의적인 차이를 보이지 않았다. 이상의 결과로 보아 핵이식 수정란을 효율적으로 생산하기 위하여

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.10
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• pp.1455-1462
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• 2010

PHE (Process Heat Exchanger) is a key component required to transfer heat energy of $950^{\circ}C$ generated in a VHTR (Very High Temperature Reactor) to the chemical reaction that yields a large quantity of hydrogen. Korea Atomic Energy Research Institute established the helium gas loop for the performance test of components, which are used in the VHTR, and they manufactured a PHE prototype to be tested in the loop. In this study, as part of the hightemperature structural-integrity evaluation of the PHE prototype, which is scheduled to be tested in the helium gas loop, we carried out high-temperature structural-analysis modeling, thermal analysis, and thermal expansion analysis of the PHE prototype. The results obtained in this study will be used to design the performance test setup for the PHE prototype.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.35 no.2
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• pp.191-200
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• 2011

A PHE (Process Heat Exchanger) is a key component of nuclear hydrogen system for massive production of hydrogen; the PHE transfers the very high temperature heat ($950^{\circ}C$) generated from the VHTR (Very High Temperature Reactor) to a chemical reaction. The Korea Atomic Energy Research Institute developed a small-scale gas loop for testing the performance of VHTR components and manufactured a modified PHE prototype for carrying out the testing in the gas loop. In this study, as a part of the evaluation of the high-temperature structural integrity of the modified PHE prototype which is scheduled to test in the gas loop, we carried out high-temperature structural analysis modeling, macroscopic thermal and structural analysis of the PHE prototype under the gas loop test conditions as a precedent study before carrying out the performance test in the gas loop. The results obtained in this study will be used to design the performance test setup for the modified PHE prototype.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2008.11a
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• pp.281-286
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• 2008

Wall thinning defect due to flow accelerated corrosion is one of major aging phenomena in most power plant industries, and it results in reducing load carrying capacity of the piping systems. A failure testing system was set up for real scale elbows containing various simulated wall thinning defects, and monotonic in-plane bending tests were performed under internal pressure to find out the failure behavior of thinned elbows. Various finite element models were generated and analysed to figure out and simulate the behavior for other thinning shapes and loading conditions. This paper presents the decreasing trends of load carrying capacity according to the thinning dimensions which were revealed from the investigation of finite element analysis results. A mechanical integrity evaluation model for thinned elbows was proposed, also. This model can be used to calculate the TES plastic load of thinned elbows for general internal pressure, thinning location, and in-plane bending direction.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.15 no.1
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• pp.9-13
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• 1990

1959년 한국원자력연구소가 창립됨과 동시에 &Health Physics&, 즉 보건물리라고 하는 명칭과 조직이 탄생되어, 방사선안전관리의 실무와 보건물리의 연구가 시작되었다. 최초 10년간은 선진제국의 보건물리분야의 연구와 기술을 추적하여 우리나라의 방사선안전관리 기술의 기초를 다지는 시기로서 개인방사선모니터링기술, 환경방사선(능) 모니터링기술 및 방사선방어용계측기기의 교정기술 개발에 중점을 두고 연구개발이 추진되었으며, TRIGA Mark-II 연구용원자로의 가동에 따라 원자로 생체차폐체의 건전성 검증에 관한 유익한 방사선량 측정자료도 얻게 되었다. 즉 이 기간은 방사선안전관리의 체제정비 및 기초기술 확립에 노력한 기간이었다. 1970년대는 원자력 연구개발에 대한 기본방향과 정책의 변경등으로 보건물리 연구조직은 방사선안전관리, 환경연구 그리고 방사화학분야로 분산되었으며, 그로인하여 연구개발활동은 거의 정체되어 겨우 방사선안전관리 실무만이 그 명맥을 유지하였다. 그 결과 우리나라 방사선안전관리 및 그와 관련된 연구개발의 기반이 흔들리게 되었으나, 그러한 환경하에서도 방사선량측정평가기술, 방사선차폐설계기술 및 원자로사고시 피폭선량평가기술의 선진화에 필요한 지식을 얻었으며, 방사선 안전관리에 유익한 실무경험도 축적하게 되었다. 1980년대는 통합된 원자력 연구개발체제의 구축으로 방사선작업종사자 및 일반공중의 피폭저감화 기술개발에 필요한 각종 최신기술을 도입하였고, 관리업무에 있어서도 측정의 정확도와 신뢰성향상 및 새로운 관리기술의 개발에 많은 노력을 한 결과, 유익한성과를 얻게된 기간이다. 특히, 이 기간은 방사선안전관리기술의 선진화를 위한 지식이 축적되어 90년대의 방사선안전관리기술자립화를 위한 전환기로서, 이와같이 축적된 기술은 원자력의 평화적 이용에 크게 기여할 것으로 기대된다.서 dithiothreitol를 투여한 군에서는 우라늄단독투여군에 비해 cretinine의 배설이 상당히 증가하였다(P<0.05). 6. 우라늄오염에 의한 신장의 소견에 있어 우라늄단독투여군은 근위곡세뇨관상피의 공포화 및 종창, microvilli와 brush border의 손실, 세뇨관 상피의 괴사가 관찰되었으며, 간장의 충혈, 중심성 괴사 및 모세관 확장증도 관찰되었다. 그리고 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 병행투여한 군과 우라늄을 투여하고 30분이 지나서 dithiothreitol를 투여한 군에서는 우라늄 단독투여군에 비해 높은 방호효과가 관찰되었으나 다른 실험군에서는 큰 효과가 없는 것으로 나타났다. 결론적으로 우라늄의 체내오염시에는 sodium bicarbonate와 생리적 식염수를 가능한 빨리 병행투여하거나 dithiothreitol을 체내오염후 30분이 지나서 투여하는 방법이 우라늄오염에 대한 제염에 매우 유효할 것으로 생각되며, 특히 우라늄에 의한 인체장해를 유의하게 경감시켜줄 것으로 사료되었다.내의 어떤 부위와도 관계가 되는 것으로 간주되는데 이것이 $(^3H)$ QNB가 $(^3H)$ NMS보다 높은 최대 결합능력 $(B_{max})$을 나타낼 이유이다. (b) 두 종류의 다른 제제에서 우리는 같은 양상의 결과를 관찰하었기에 결점이 많은 homogenates 제제보다는 intact cell aggregates 제제를 수용체 연구에 대한 새로운 실험모형(experiment model)으로 사용할 수 있는 가능성을 제시하고자 한다.$가 38.8%로 가장 많고, 그 다음이 ${\ulcorner}$l9세(歲)이후${\lrcorner}$가 25.2%로서 전체