• Proceedings of the KSME Conference
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• 2004.04a
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• pp.290-295
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• 2004

In this study, the pressure vessel piping with corrosion used during long term were investigated from the time-frequency analysis method. The damage of piping could be evaluated the attenuation factor by ultrasonic parameters such as center frequency and echo waveform. Based on NDE analysis by time-frequency analysis method, it should also be possible to evaluate from various damages and defects in piping members.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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• pp.269-279
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• 1995

가압경수로에서 증기발생기와 같은 주기기를 원자로 내부에 위치하도록 설계한 원자로를 일체형 원자로라고 분류하며, 기존 상용원자로와 같이 모든 주기기가 별도의 압력용기로 설계되어 배관계통에 의해 원자로 외부에 순환회로를 갖는 형태의 원자로를 분리형원자로라고 한다. 최근에 개발되고 있는 한 부류의 신형원자로에서는 원자로 및 계통의 단순성 추구와 계통의 높은 신뢰성으로 안전성 향상을 위해 동력원 사용 등의 능동적 안전개념 보다는 자연현상을 이용하는 피동안전개념이 널리 도입되고 있다. 본보고서에서는 이러한 신형원자로의 노형으로서 일체형원자로의 특성을 전통적인 분리형원자로와 비교, 분석, 평가하였다. 일체형원자로의 가장 큰 장점은 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 위치하므로 일차계통이 매우 단순하고 대구경 배관이 없기때문에 대형 냉각재 상실사고가 근본적으로 방지되어 안전계통이 매우 단순하다는 것이다. 이 외에도 일체형원자로는 대단히 많은 일차냉각재 용량, 매우 큰 가압기 용량및 긴 운전원 조치시간등의 설계특성을 보유하고 있어 안전성이 탁월하다는 장점을 지니고 있다. 그러나, 일체형원자로는 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 설치되므로 대형 원자로 용기가 요구되며, 원자로 압력용기의 제작성 및 운송 능력이 원자로의 용량을 제한하는 주된 요인이 된다. 일체형원자로의 활용으로 열병합 발전, 지역난방 및 선박용 원자로등의 중소형 원자로에 매우 적합하다고 판단되며, 뛰어난 안전성으로 인하여 사회적 수용성 이 강조되는 상용발전로로서도 적합한 노형이 될 수 있을 것으로 분석되었다.

• Journal of Drive and Control
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• v.14 no.3
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• pp.32-39
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• 2017

In this study, a mathematical model of the pneumatic part in a gas blow-down system is proposed. The mathematical model consists of four major parts: pressure vessel, reservoir, pressure regulator and pipe-line. To ensure accuracy in long-time simulations, heat transfer between gas and pressure vessel is considered. The model is validated by comparing simulation results with experimental data. Experiments are conducted on the ground, where free convection can be assumed. Simulation results indicate the proposed model can accurately describe behavior of a gas blow-down system. Therefore, it may be used for design and analysis of similar systems with a slight modification.

• Journal of the Korean Institute of Gas
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• v.7 no.2 s.19
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• pp.48-53
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• 2003

This study is to look at the effect for deformation of carbon steel for high-presure pipe, on the AE signals produced by tensile test. Acoustic emission(AE) has been widely used in various fields because of its extreme sensitivity, dynamic detection ability and location of growing defects. We investigated a relationship failure mode and AE signals by tensile test, From the tensile test, we could divide into four ranges of the failure modes of elastic range, yield range, plastic range before $\sigma$u, plastic range after $\sigma$u. And failure behaviors of elastic range, yield range, plastic range before $\sigma$u, plastic range after $\sigma$u could be evaluated in tensile test by AE counts, accumulation counts and time frequency analysis. It is expected to be basic data that can protect a risk according to tensile test and bending of pipe material for pressure vessel, as a real time test of AE.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.41 no.4
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• pp.263-270
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• 2017

The shipbuilding industry uses large stationary tanks to store low-pressure air, which is used to open and close large shut-off valves. However, when supplying air from the tank to a distant valve, there are problems related to the need for supplementary pipes and the pressure drop during transportation. In this study, a portable welded vessel for storing high-pressure nitrogen (11 kg, 10 L, and 50 bar) was designed to prevent air leakage and improve the convenience of workers. This pressure vessel was elliptical to reduce the number of welded parts, which are structurally weak. The thickness and ratio of the major and minor axes of the pressure vessel were calculated to verify its structure stability at the working pressure (50 bar), and that the proposed weight and capacity were satisfactory. The residual stress caused by the welding process was calculated by performing a transient thermal-structural coupled field analysis using the ANSYS parametric design language (APDL), and the fatigue life of the vessel was verified based on the Goodman criterion.

• Journal of the KSME
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• v.31 no.3
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• pp.244-250
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• 1991

본 글에서는 EPFM을 이용한 구조물의 건전성 평가법을 소개하였다. 이러한 방법을 원자력발 전소 NSSS평가에 적용하면 좀 더 정확한 해석결과를 얻을 수 있으며 불필요한 가동중단이나 보수작업을 피할 수 있다. 한편 ASME XI에서 현재 제정중인 EPFM 관련법규도 소개하였는데, 가까운 장래에 결정될 최종안에는 약간의 내용변화가 있으리라 생각된다. 근래에는 건전성평 가를 위한 컴퓨터 소프트웨어가 많이 개발되어 이용되고 있다. 필자들이 아는 바로는 B & W 사에서 개발한 DPFAD, Structural Integrity Associate 사에서 개발한 PC-CRACK, 그리고 LBB 설계용으로 EPRI에서 개발한 FLET등이 있다. 국내에서는 필자들에 의해 개발된 EPIES가 있 는데 자세한 내용은 관련문헌(10,11)을 참고하기 바란다. 본 글에서 소개한 EPEM 평가법은 원 자력 발전소뿐만 아니라 가동온도가 높고 연성재료가 널리 사용되는 화력 발전설비, 석유, 화 학설비 및 제철설비 등에도 공통적으로 적용될 수 있다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.34 no.2
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• pp.213-218
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• 2010

A cooling system utilizing liquid helium to chill the cryopanel (800 mm $\times$ 700 mm dimensions) down to 4.2 K was designed, implemented, and tested to verify the role of the cryopanel as a heat sink for the payload of a spacecraft inside the large thermal vacuum chamber (effective dimensions : 8 m ($\Phi$) $\times$ 10 m (L)) of KARI (Korea Aerospace Research Institute). Two LHe (Liquid Helium) Dewars, one for the main supply and the other for refilling, were used to supply liquid helium or cold helium gas into this cryopanel, and flow control for the target temperature of the cryopanel within requirements was done through fine adjustment of the pressure inside the LHe Dewars. The return helium gas from the cryopanel was reused as a thermal barrier to minimize the heat influx on the core liquid helium supply pipe. The test verified a cooling time of around three hours from the ambient temperature to 40 K (combined standard uncertainty of 194 mK), the capacity for maintaining the cryopanel at intermediate temperatures, and a 1 K uniformity over the entire cryopanel surface at around 40 K with 20 W cooling power.

• CORROSION AND PROTECTION
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• v.12 no.1
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• pp.24-29
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• 2013

원자력 발전소의 설계 수명이 늘어나고 기존의 가동 원전 또한 장기 운전을 목표로함에 따라, 원자로 압력용기, 가압기, 증기발생기, 배관 등의 주요 구조재료의 장기 열화에 따른 재료 건전성을 유지하는 것이 매우 중요하다. 특히, 응력부식균열 현상은 장기 열화에 의해 일어날수 있는 구조재료에서의 심각한 취화 문제들중의 하나로써, 이 현상을 예방하거나 지연시키기 위해서는 현상의 근본원인과 작동기구를 규명하는 것은 원전의 안전성 유지를 위해 매우 중요하다. 이를 위해서 구조재료 표면의 원전 운전 조건에서의 산화막 특성과 그 형성 거동을 분석하는 것은 매우 중요하게 되는데, 원전 운전 조건은 고온고압의 수화학 환경으로 일반 환경에서 사용가능한 다양한 분석 방법들을 적용하기에 많은 제약을 받게 된다. 그러나, 라만 분광법은 가동 원전의 운전 조건인 고온/고압수 환경 하에서도 실시간으로 산화막 분석이 가능한 기법으로, 본 논문에서는 지금까지의 라만 분광법을 이용하여 고온고압수 환경에서의 주요 구조용 금속 및 합금 표면에 생성된 산화막에 대한 분석 연구 결과에 대하여 소개하고, 앞으로 이를 이용한 구조재료의 열화 현상을 분석 및 열화기구 규명을 위한 연구개발 방향을 제시하고자 한다.