• Nuclear Engineering and Technology
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• 제7권3호
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• pp.243-256
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• 1975

1. 기초실험 1) 안전성의 검토 대형고속로의 안전성확보를 위한 Doppler효과, Na void 효과 등의 검토 2) 노심의 제특성 측정 청계질양, 비균질효과, 중성자내분포, 중성자 energy 분포, 제물광의 반응도채치, 증식비, Doppler계수, Na의 void 계수 3) 중성자 energy 측정법의 확립 대형노심에 었어서의 중성자 spectrum을 정도높게 정하는 것은 고속노물리자험의 전제조건이 되는 동요한 역천이다, 현재로서는 측정기, 긴정법자체가 업분치 못하기 때문에 많은 연구가 필요하다. 4) 고원여심의 군정수 정비 고동로심의 군정수가 정비 확립 안된것이 계산신업가 낮은 원인이 되고 있기 때문에 제채험의 결과와 대조하여 신뢰성있는 군정수를 정비하여 고속노설계에 양지를 시공한다. 5) 동특성 및 Pulse 체험원자로 내전운전과 핵연료의 효율적인 연소관리를 위한 동특실험과 Pulse 실험을 행하여 동특성해석을 한다. 2. 핵적 Mock-up 실험 관발 건조하고져하는 책험노, 원형노, 책용노의 대심을 모남하여 제물리적인 Parameter를 측정, 최적화를 수행한다.

• 산업기술연구
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• 제28권B호
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• pp.149-156
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• 2008

A reliability model of Level II AFDA is developed to analyze the stability of armor units on the sloped coastal structures. Additionally, the partial safety factors of random variables related to armor units can be straightforwardly evaluated by applying the inverse-reliability method in which influence coefficients and uncertainties of random variables, and target probability of failure are combined directly. In particular, a design equation for armor units is derived in terms of the same criteria as deterministic design method in order to apply the reliability-based design method of Level I without some understanding to the reliability analysis. Finally, it is confirmed that several results redesigned by the reliability-based design method of Level I have satisfactorily agreement with results of CEM as well as those of Level II AFDA.

• 산업기술연구
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• 제28권B호
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• pp.157-165
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• 2008

Level II AFDA and Level III MCS reliability models are applied to analyze the stability of armor units on trading and coastal harbors in Korea. Hudson's formula and Van der Meer's formula are used in this reliability analysis. Also, probability density functions of reliability index and probability of failure are derived by the additional analysis. In addition, the partial safety factors of all harbors related to armor units can be straightforwardly evaluated by the inverse-reliability method. The upper and lower limits and average level of partial safety factors can be statistically investigated with the results of all cases applied in this paper. Therefore, it may be possible to design armor units of new breakwaters including the uncertainty of random variable and target level by using the present results.

• 한국정밀공학회지
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• 제15권4호
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• pp.51-57
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• 1998

It is common to assume identical allowable safety factors in static strength defined by mean stress and in fatigue, defined by stress amplitude. Under the load with asymmetrical cycles the safety factor is not the same. In this paper, with the consideration of unequal allowable safety (actors a general method for estimating fatigue reliability of a machine element under a combined state of stress is derived based on the theory proposed by Prof. Kececioglu and a normal distribution. The calculation of fatigue reliability fur limited life is discussed with example.

• 기계저널
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• 제33권5호
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• pp.414-420
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• 1993

원자력 발전소의 운전환경에 따른 노화손상은 발전소 운전 내력에 연류된다. 통상SCC는 40년 또는 40년 이하의 수명을 가정하여 이에 따른 설계 여유도나 안전 계수를 기초로 하여 설계된다. 그러나 설계여유도나 안전계수는 운전중 변경될 수도 있다. 원자력 발전소 기기의 변경될 수도 있다. 원자력 발전소 기기의 수명평가를 위해서는 초기설계치 및 잔여수명이나 실제 설계치의 변화 등을 평가하여야 한다. 주요 물성치 및 손상 매개변수의 실제 변경 상황은 수명기간 설정에 근간이 된다. SSC의 수명평가를 위해 재료의 노화손상은 철저히 파악되어야 한다. 또한 기계적 하중, 열적하중 등의 노화 촉진요인과 정상운전 및 시험도 노화손상에 영향을 미치므로 이들에 대해 상세 평가를 수행하여야 한다. 수명평가는 운전환경 및 노화촉진요인들과 밀접한 관련이 있으므로, SSC의 수명을 평가하기 위해서는 이러한 복잡한 변수들 사이의 연관관계를 구체적 으로 고려하여야 한다. 그러므로 SSC의 수명을 평가하기 위해서는 이러한 복잡한 변수들 사이의 연관관계를 구체적으로 고려하여야 한다. 그러므로 SSC의 설계, 제작, 설치, 시험, 운전상태 및 보수주기 등에 대한 정보파악이 선행되어야 한다.

• 한국재난관리표준학회지
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• 제2권4호
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• pp.59-65
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• 2009

현재 대부분 사용되고 있는 반발경도법을 이용한 강도 추정식을 서울의 대표적인 지하구조물에 적용할 경우 준공년도에 따른 재령계수의 적용이 부적합한 것으로 판단됨에 따라 본 연구에서는 최근 8년간 수행된 서울지하철 정밀안전진단결과를 이용하여 코어의 일축압축강도와 동일위치에서 실시된 반발경도 시험결과와의 상관관계에 준공년도를 고려하여 공용중인 박스 및 터널구조물에 대한 합리적인 강도평가 추정식을 제시하였다.

• 한국해양공학회지
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• 제16권1호
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• pp.52-57
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• 2002

본 논문은 고온 고압의 유체를 수송하는 해저 파이프의 좌굴 현상에 대해서 논하였다. 고온 고압의 유체를 해저 파이프로 수송 할 때, 수송되는 고온 고압의 유체와 수위 해저의 온도와 압력들의 차에 의해서 유체 수송 파이프는 축 방향으로 압축력을 받게 되고 이 압축력을 견디지 못하면 수송 파이프는 수직 방향의 좌굴 현상이 발생하게 된다. 논문에서는 "semi-empirical design method"를 사용하여 수송 유체의 온도와 압력의 여러 가지 변화에 따라 파이프의 축 방향 압축력을 계산하고 수직 좌굴 현상에 따른 안전계수를 구하여 파이프의 초기 설계 결정에 도움을 주고자 했다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.470-479
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• 1993

노심설계의 검증을 통하여 설계의 신뢰성이 확인되며 이는 발전소 운전의 안전성과 경제성을 향상시킬 수 있는 발판이 된다. 본 기고문은 국산핵연료가 장전되었던 영광 2호기 4주기의 운전자료 중에서 핵설계와 관련한 인자의 측정치를 설계치와 비교 분석하고 평가하였다. 비교대상이 된 핵 특성인자는 반응도 관련 자료인 임계붕소농도, 제어봉가, 등온온도계수 및 감속재온도계수 둥이고 출력분포 관련자료인 핵반응률 분포, 집합체 출력분포, 반경방향 첨두출력 F_ $\Delta$H/$^{N}$ , 축방향 출력분포, 축방향 첨두출력 Fq(z) 및 노심 평균 축방향 출력편차(AO)등이다. 이들 인자들에 대한 설계치는 측정치와 잘 일치하였으며, 모두 안전성 관련 제한치이내로 만족함을 확인하였다. 또한 운전자료의 비교 분석을 통하여 후속주기의 핵설계에 반영할 수 있는 근거를 마련하였다.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2005년도 제24회 춘계학술대회논문집
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• pp.99-105
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• 2005

초고온($2700^{\circ}C$) 연소가스에 직접 노출된 상태에서 가스유동에 의한 동압을 받는 추력편향장치용 제트 베인의 열구조 안전성을 평가하기 위하여 내열합금의 초고온 인장시험 및 3차원 비선형 수치해석을 수행하였다. 고온 구조거동을 분석하여 제트 베인의 구조안전성을 평가하였으며 구조해석결과를 지상연소시험결과와 비교하였다. 구조 및 열 하중의 대부분은 제트 베인 축에 집중되었으며, 축은 $1400^{\circ}C$ 이하에서 구조적으로 안전한 것으로 밝혀졌다. 지상연소시험결과와 구조해석결과의 비교를 통하여 베인 하중과 축의 변위를 기준으로 구조안전계수를 평가하는 것이 등가응력에 의한 평가 기준보다 더 유용한 기준으로 판단되었다.

• 한국철도학회논문집
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• 제12권6호
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• pp.983-988
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• 2009

기존선 속도향상 시에 주행안전성을 고려한 기존선 구간별 최대 운행가능속도에 대한 실용적인 기준 을 제시하여 기존선의 곡선부 및 완화곡선부 통과 시 속도를 향상시켜야 한다. 본 연구에서는 탈선의 위험도가 높은 곡선부 통과하는 열차의 고속향상을 도모하기 위하여 실제 선로조건인 남성현-청도 상 하행 구간에서의 곡선부 구간별 통과시 주행안전성에 미치는 영향을 살펴보았다. 곡선반경별 주행속도를 실제 선로 조건에서의 기존 속도 대비 5-20% 향상시켜 주행안전성 해석을 수행하였다. 주행안전성 해석 결과, 기존 주행속도 대비 약 15% 이하의 속도조건에서는 탈선 계수와 윤중감소율이 허용기준 이내로 나타나 남성현-청도 상 하행 전 구간 내에서 속도 향상의 가능성을 확인할 수 있었다.