• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.25 no.6
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• pp.477-485
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• 2012

Geometric configurations such as hull shape, wall thickness, stiffener layout, and type of construction materials are the key factors influencing the structural performance of pressure hulls. Traditional theoretical approach provides quick and acceptable solutions for the design of pressure hulls within specific geometric configuration and material. In this paper, alternative approaches that can be used to obtain optimal geometric shape, wall thickness, construction material configuration and stiffener layout of a pressure hull are presented. CAE(Computer Aided Engineering) based design optimization tools are utilized in order to obtain the required structural responses and optimal design parameters. Optimal elliptical meridional profile is determined for a cylindrical pressure hull design using metamodel-based optimization technique implemented in a fully-integrated parametric modeler-CAE platform in ANSYS. While the optimal composite laminate layup and the design of ring stiffener for a thin-walled pressure hull are obtained using gradient-based optimization method in OptiStruct. It is noted that the proposed alternative approaches are potentially effective for pressure hull design.

• Computational Structural Engineering
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• v.8 no.1
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• pp.4-12
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• 1995

원자로 격납건물(Reactor Containment Bldg)은 정상가동시는 물론 냉각재상실사고(LOCA)를 포함하는 설계기준사고(DBA) 및 설계기준지진(DBE) 발생시 구조물 자체의 건전성 확보는 물론 주기기(NSSS Equipment)를 포함하는 안전관련 계통 및 기기를 안전하게 보호/지지하므로써 핵누출을 방지하여 발전소 종사자를 포함하는 국민의 재산과 생명을 보호하는 역할을 하는 원자력발전소에서 가장 중요한 구조물이다. 원자로 격납건물은 압력용기(Pressure Vessel : 설계내압 5 psi 이상인 용기)로 설계되는 격납용기와 1, 2차 차폐구조 등의 내부구조물로 구성되는데 이 중 본 소고에서는 격납용기의 해석 및 설계 그리고 구조건전성 시험 및 사용중검사에 대해서만 간략하게 기술한다.

• Proceedings of the Korean Society of Disaster Information Conference
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• 2023.11a
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• pp.303-304
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• 2023

확률론적 위험성 평가는 하중, 재료특성 등과 같은 불확실성 인자를 고려하여 구조물의 안전성을 평가하는 기법이지만 모든 불확실성을 고려하는 것은 현실적으로 불가능하다. 또한 원전 격납건물은 콘크리트, 철근, 라이너, 텐던이 복잡하게 결합되어 있다. 따라서 전역민감도 분석을 통해 격납건물의 불확실성 인자 검토하고 선정하는 작업은 필요하다. 따라서 본 연구는 대리모델을 기반으로 축소규모 원전 격납건물의 전역 민감도 분석을 수행하고 격납건물의 주요 영향인자를 분석하고자 한다. 유한요소 해석 모델을 기반으로 대리모델의 학습데이터를 생성하였으며 구축된 대리모델의 성능지표를 분석하였을 때 높은 회귀성능을 갖는 것으로 판단된다. 대리모델을 기반으로 전역 민감도 분석을 수행한 결과 콘크리트의 인장균열이 발생하는 내압수준에서 민감도 지수는 콘크리트의 압축강도가 높지만, 전체적인 내압 구간에서 민감도 지수는 텐던의 탄성계수 및 항복강도가 높은 것으로 나타났다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.27 no.2
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• pp.103-111
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• 2014

In this study, the probabilistic internal pressure fragility analysis was performed by using the non-linear finite element analysis method. The target structure is one of the containment buildings of typical domestic pressurized water reactors(PWRs). The 3-dimensional finite element model of the containment building was developed with considering the large equipment hatches. To consider uncertainties in the material properties and structural capacities, we performed the sensitivity analysis of the ultimate pressure capacity with respect to the variation of four important uncertain parameters. The results of the sensitivity analysis were used to the selection of the probabilistic variables and the determination of their probabilistic parameters. To reflect the present condition of the tendon pre-stressing force, the data of the pre-stressing force acquired from the in-service inspections of tendon forces were used for the determination of the median value. Two failure modes(leak, rupture) were considered and their limit states were defined to assess the internal pressure fragility of target containment building. The internal pressure fragilities for each failure mode were evaluated in terms of median internal pressure capacity, high confidence low probability of failure(HCLPF) capacity, and fragility curves with respect to the confidence levels. The HCLPF capacity was 115.9 psig for leak failure mode, and 125.0 psig for rupture failure mode.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.24 no.3
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• pp.343-351
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• 2011

Nuclear containment building is the last barrier for being secure from any nuclear power plant accident. Therefore, it is very important to understand the ultimate capacity of nuclear containment building to loads associated with severe accidents. LOCA (loss of coolant accident) is considered as the basic accidental load and CANDU-type containment building is considered as a target structure in order to conduct the numerical analysis for the structural safety of a containment building. The CANDU-type containment building is a prestressed concrete shell structure which has the dome and the cylindrical wall and is reinforced with bonded tendons. In this paper, the evaluation of ultimate internal pressure capacity was carried out by nonlinear analysis of a prestressed concrete containment building using 3-dimensional structural analysis system.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.12 no.3
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• pp.475-484
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• 1999

압력절점은 요소의 균등한 압력증분을 1개의 자유도로 갖는 절점이며, 유한요소의 하중-변위 평형방정식에 체적과 압력의 관계를 추가하여 한계압력 이후에서도 체적변화에 따른 압력증분을 직접적으로 제저할 수 있는 절점이다. 본 연구에서는 철근콘크리트의 평면 구성 방정식과 적층정식화에 적용한 쉘 요소에 압력절점을 추가하고 해석시 체적을 제어함으로써 철근콘크리트 원통형 구조에 대해 파괴까지의 극한내압 능력을 해석할 수 있는 체적제어 비선형 해석기법을 개발하였다. 본 논문에서 제안한 해석기법을 이용하여 철근콘크리트 원통형 구조물에 대하여 비선형 해석을 수행하여 한계압력과 한계압력 이후의 구조물의 거동을 예측하였으며 실험결과와 비교 검증하였다.

• Journal of the Korea Safety Management & Science
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• v.13 no.3
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• pp.37-43
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• 2011

본 연구에서는 실린더 형 쉘 구조물의 구조적 안정성에 대하여 해석 하였다. 임계하중은 하중을 점차적으로 증가 하여 구조물이 파괴가 발생 할 때의 상태에서 가장 작은 하중을 의미한다. 셀 구조의 안정성을 임계하중의 크기로 기초를 두고 해석 하였다. 실린더 형 쉘의 차분해석은 일차적 원통형 판구조와 같으므로 최근에 많은 연구의 대상이 되어왔다. 차분법은 복잡한 구조물에서도 물론, 다양한 경계조건을 포함하는 문제에 이르기까지 효과적인 수치방법이다. 본 연구에서는 기본 쉘의 지배방정식을 유도하고 차분화 하여 직접적으로 접근하였다. 등분포 하중의 내압을 받고 있는 갇힌 실린더 형 쉘의 처짐 및 응력을 해석 하였다. 수치해석 결과를 해석해와 비교 검토하였으며 안정성에 대하여 임계 하중강도의 범위를 산출하였다.

• 월간 기계설비
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• no.9 s.218
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• pp.68-69
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• 2008

도시가스시설 검사 처리 세부지침이 개선되었다. 개정된 주요 내용은 $\Delta$내압 기밀시험 실시방법 개선 $\Delta$전기방식 생략 $\Delta$사용자공급관 입상관 밸브 설치위치 개선 $\Delta$용접 및 비파괴시험 공정 입회범위 개선 $\Delta$방호구조물 설치기준 제정 $\Delta$사용자공급관 계통도 제출 $\Delta$완성검사 필증현장 발급대상 추가 등이다. 기타 자세한 내용은 대한설비건설협회 홈페이지(http://www.kmcca.or.kr) 공개자료실에 게재되어 있다.

• Defense and Technology
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• no.10 s.164
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• pp.43-44
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• 1992

복합재 연소관과 노즐을 기계적 체결방법으로 결합하면 결합부위에서 재료의 불연속성과 기하학적 불연속성으로 인한 높은 응력집중이 발생해 구조적으로 매우 취약하게 됩니다. 복합재 연소관의 경우에는 내압을 받는 원통형 구조물이므로 기존의 평판에 대한 연구결과를 그대로 사용할수 없으므로, 이 글에서는 복합재 셀 구조물의 응력 및 파손 해석을 수행할수 있도록 1차전단변형 셀이론을 이용한 유한요소해석 프로그램을 개발하였습니다. 기계적체결부위의 모델링에 대해 검토하였으며 복합재료의 파손평가에 사용되는 여러가지 파손식을 적용해 비교하였습니다. 이 해석 방법을 이용해 복합재 연소관의 적층각, 볼트직경, 연소관의 끝단까지의 길이 등이 파손하중에 미치는 영향을 제시하였습니다

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.215-222
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• 1996

원전 격납구조물의 구조해석에 대한 대부분의 연구에서 격납구조물을 축대칭으로 모델하고 있다. 따라서 격납구조물에 배근된 강재도 축대칭으로 가정하는 것이 일반 적이며, 유한요소모델 구성시 강재는 2절점 트러스나 1절점 링 트러스요소에 의해서 모델한다. 이때 유효철근비는 트러스요소의 단면적에 의해서 표현되며, 원통형 벽체에서는 높이에 따라 배근된 강재량이 일정하므로 실제와 근접한 모델이 가능하다. 그러나, 상부돔의 축대칭모델시 돔의 자오선 방향으로 규정된 강재량이 일정치 않고, 변화하게 된다. 기존에 연구에서는 이러한 강재량의 변화를 고려하지 못하고 반경방향으로 일정한 것으로 가정하여 구조해석을 수행하여 왔다. 이와같은 모델상의 제약으로 인해서 철근이나 텐던의 조기항복, 돔 정상부 부근에서의 부 정확한 변형특성을 보이고 있다. 본 연구에서는 실제 규정된 강재량을 유한요소모델에 반영하기 위해 정점부에서 자오선 방향으로 변화되는 강재량을 모델할 수 있는 기법에 대해서 연구하였으며, 연구결과를 바탕으로 격납구조물의 극한 내압해석을 수행하여 기존 모델방법에 의한 해석결과와 비교하였다.