• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.864-869
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• 1998

파단전 누수균열을 일으키는 가장 주요한 파손 형태는 피로파손으로 사료되어, 하나로 일차냉각계통 배관의 피로파손 가능성에 대한 정량적인 해석을 수행하였다. 하나로 일차냉각계통 배관은 발전로에 비해 저온, 저압이므로 ASME Class 3 로 분류되어 설계 완료되었지만 Class 3 절차에 의해서는 피로해석을 구체적으로 수행할 수 없어, 본 연구의 피로해석에 서는 Class 1 절차에 따라 피크응력강도의 범위를 보수적으로 계산하여 피로누적계수를 산정하였다. 일차냉각계통 배관 중에서 피로파괴 가능성이 가장 큰 것으로 예상되는 고응력 지점을 배관응력해석 결과로부터 선택하여 피로해석을 수행하였다. 선택된 분기관 연결부, 앵커 지점 및 butt 용접부의 피로누적계수들이 모두 1 보다 훨씬 작았으므로 열평창과 OBE 지진하중으로 인한 일차냉각계통 배관의 피로파손 가능성은 매우 희박한 것으로 나타났다. 따라서 냉각재 상실시 파단전 누수균열 개념을 적용하기 위한 일차냉각계통 배관의 피로파손에 대한 배관의 건전성은 충분히 입증된 것으로 판단된다.

• Journal of Welding and Joining
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• v.20 no.5
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• pp.52-54
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• 2002

저온균열은, 대한용접학회에서 발간한 '용접.접합용어사전'에 의하면, '용접 후 용접부의 온도가 대체로 $200^{\circ}C$ 이하의 저온에서 발생하는 균열을 총칭한다. 경우에 따라서는 실온까지 냉각한 후 일정한 기간이 경과한 후에 발생하기도 하며, 이러한 균열을 지연균열(delayed cracking)이라고 한다'로 되어 있다. 이들 저온균열의 발생에는 주로 구속응력과 경화조직 및 확산성수소가 영향을 미치고 있으며, 그 종류는 위에서 언급한 지연균열 외에 라멜라 테어링, 변형균열, 칭균열형 저온균열 등이 있다. 본 기술강좌에서는 용접부의 저온균열에 대하여 지연균열과 그 외의 저온균열로 나누어 2회에 걸쳐 소개하기로 한다.하기로 한다.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.21 no.9
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• pp.352-357
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• 2020

This study was performed to solve the quality problems of forging propeller shaft components in the marine diesel engines during the final cooling process and provide reasonable guidelines to increase the production of forging products. Residual hydrogen existing on the inside of forging products begins to diffuse and accumulates at the pores, micro-fissures, and grain boundaries as the temperature of forging products begins to decrease and reaches a critical temperature range, and finally transforming into internal defects. These defects were easily found near the surface of products after milling the surface of forging products. In this work, four types of forging products (shaft flange, shaft journal, thrust shaft, and propeller shaft) were chosen to evaluate the temperature history of products during the cooling process, employing non-linear numerical analyses with the ANSYS program. The times elapsed to reach 250 ℃ after cooling were approximately 9 ~ 23 hours for each forging product. These times can be used as cooling process guidelines on the quality and productivity of products after heat treatment.

• Tunnel and Underground Space
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• v.11 no.4
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• pp.352-361
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• 2001

Mode I fracture toughness ( $K_{IC}$) of the frozen rocks and that of the frozen-thawed rocks were obtained by using BDT and CCNBD specimens. The test temperatures ranged from +$25^{\circ}C$ to -16$0^{\circ}C$. Wet and air-dry specimens of granite and sandstone were used in order to investigate the effect of water and porosity on fracture toughness. The SEM images of the frozen-thawed rocks were also analysed to check the density of thermal cracks. The $K_{IC}$ of the frozen rocks increased as the test temperature went down. The rate of increase was higher in wet condition than in dry condition and the rate of increase for wet granite was higher than that for wet sandstone. The $K_{IC}$ of the frozen-thawed rocks varied within 15% from the $K_{IC}$ of the rocks at room temperature. After one freeze-thaw process, thermal crack occurred in granite but no thermal cracks occurred in sandstone. And the crack density was increased as the temperature went down.n.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.859-860
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• 2004

• Journal of the Korean Ceramic Society
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• v.37 no.11
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• pp.1058-1064
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• 2000

연속슬립캐스팅 및 상압소결법으로 $Al_2$O$_3$/ZrO$_2$적층복합체를 제조하였으며, 적층복합체에서 ZrO$_2$층을 단사정, 정방정 및 입방정으로 각각 달리 적층하여 균열생성 및 전파 거동에 미치는 ZrO$_2$상의 영향을 고찰하였다. 균열 생성은 냉각시 $Al_2$O$_3$층과 ZrO$_2$층 간의 열팽창 계수의 차이에 의한 열적불일치응력이 가장 큰 요인으로 작용하였다. 적층체 내에 존재하는 균열은 tetra-ZrO$_2$의 경우 적층두께 조절로 가능하였으며, cubic-ZrO$_2$의 경우는 냉각속도 조절로 균열밀도로 크게 낮출 수 있었다. $Al_2$O$_3$/ZrO$_2$적층체를 구성하는 세가지 ZrO$_2$상(mono, tetra, cubic)들 중에서 cubic-ZrO$_2$가 포함된 적층체의 경우 $Al_2$O$_3$와 ZrO$_2$계면에 형성된 잔류압축응력으로 인한 균열굴절 효과를 얻을 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.489-494
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• 1997

주조 스테인레스강으로 제작된 원자로 냉각재배관은 고온에서 장기간 운전됨에 따라 열취화의 영향을 받을 수 있다. 장기간의 열취화는 재료의 연성 및 파괴인성을 저하시킬 수 있으며, 배관에 균열이 존재하는 경우 건전성을 위협할 수 있다. 따라서 본 논문에서는 원전수명연장을 위한 타당성 검토 측면에서 Chopra의 방법 등을 이용한 원자로 냉각재배관의 열취화 평가 및 민감도 분석을 수행하였다. 이를 통해 원자로 냉각재배관의 열취화 수준을 정량화하였고, 건전성 평가에 활용될 수 있는 J$_{IC}$ 값을 예측하였으며, 열취화에 영향을 미치는 주요 인자를 도출하였다.

• Journal of Welding and Joining
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• v.8 no.1
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• pp.2-11
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• 1990

오-스테나이트계 스테인레스강을 용접육성한 강판의 박리균열의 원인에 대하여 강중의 수소거동을 중심으로 고찰해 보았다. 강중의 수소온도 분포를 추정하는데는 확산 방정식을 기초로하여 수치해석이 유력하며 그 기초적사항에 대해 제문헌을 인용하여 설명했으며, 또 시험편에 대하여 계산과 실험치의 결과를 이용하여 비교하였다. 이들로부터 박리균열의 발생에 대한 미시적 임계조건을 도출하여, 이들이 한정된 실험의 범위내이지만 실증할 수 있음을 나타내었다. 그러나 박리균열의 원인의 하나인 잔류응력에 대해서는 아직 불명한 점이 많으나, 냉각속도에 따라 변화하며 그것이 수소농도라고 하는 관점에서 미시적 임계조건에 영향을 미칠 수 있음을 시사하고 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.176-181
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• 1996

원자로 용기 헤드부위의 관통관은 재질이 Inconel-600이며, 현재 세계각국에서도 원자로 헤드 관통관의 균열이 일부 발견되어 우리나라에서도 관심이 되고 있다. 국내 원전 헤드관 통관 수량도 고리 1,2호기의 경우 40개, 고리3,4호기(영광1,2) 61개, 울진 57개로서 관통관의 균열결함이 존재할 수 있다. 만약 균열이 성장하여 파손 되었을 시 원자로 냉각재 누설등 발전소 안전에 큰영향을 미치므로 균열의 원인으로 알려진 용접부위 잔류응력 및 발전소 정상운전 상태에서의 응력을 해석하였다.

• Computational Structural Engineering
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• v.11 no.1
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• pp.153-160
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• 1998

A small break loss of coolant accident is postulated as a pressurized thermal shock accident in this study. From the temperature and pressure histories of coolant, distributions of the temperature and stress in a vessel wall are analytically calculated. The stress intensity factor and fracture toughness of the vessel wall are determined at the crack tip using the ASME code method and they are compared to check if cracking is expected to occur during the transient postulated. The maximum allowable reference nil-ductility transition temperatures are determined for various crack sizes and the results are discussed.