• Proceedings of the KWS Conference
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• 2010.05a
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• pp.13-17
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• 2010

용접입열 (heat input)은 용접시에 외부로부터 가해지는 열량으로 정의되기 때문에, 대입열용접은 용접입열량이 높은 용접이라고 정의할 수 있다. 통상적으로는 기존에 사용하던 용접기법보다 입열량이 높은 경우에 이를 대입열 용접기법이라고 부르게 되는데, 최근에는 편면 SAW 및 EGW기법 등이 대입열 용접기법으로 통칭되고 있다. 이들 기법의 공통된 특징은 one-pass 용접이라는 것과 용접열영향부에서의 열전달이 2차원적이라는 것이다. 본 연구에서는 Rosenthal의 해석식을 이용하여 이들 두 기법의 열전달 특성을 fusion line 위치에서 분석하여 보았는데, 두께에 따른 열전달 특성에 있어서 커다란 차이를 보여 주게 됨을 확인하였다. 편면 SAW에서는 열이력이 두께의 영향을 받아 두께(입열)가 증가함에 따라 고온에서의 유지시간은 증가하고 냉각속도는 느려지게 된다. 그러나 EGW에서는 입열과 두께가 일차함수적인 관계를 가지고 있기 때문에 열이력에 미치는 두께(입열)의 영향이 없다는 결과가 도출되었다. 이러한 차이로 인하여 편면 SAW에서는 강판 두께가 증가함에 따라 fusion line에서의 충격인성은 저하할 것으로 예상되는 반면에 EGW에서는 두께의 영향을 받지 않을 것으로 예상되었다. 그럼으로 EGW용 대입열용접용 강재의 '대입열 용접성'을 정량적으로 평가할 목적으로 '적용 가능한 최대입열 수준' 또는 '적용 가능한 최대 강판두께' 등으로 평가하는 것은 의미가 없는 것이다. 단지 강판의 두께에 따라 강재의 화학조성이나 제조공정에 있어 차이가 있다면, 이로 인한 'EGW 용접성'의 차이는 있을 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.557-562
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• 1996

조사전 및 감시시험시 용접열영향부(heat affected zone, HAZ)의 인성평가를 위해 제작되는 샤피(Charpy) 충격시험편의 노치(notch) 위치에 대하여 현재의 규정에 대한 타당성을 검토하였다. 적용규정은 HAZ 시험편의 노치위치를 용접용융선(fusion line, FL) ＋ 모재측 0.8 mm 로 제한하고 있다. 그러나, 본 연구결과, 이 부위는 다층(multipass) 용접시 후속열이력에 의해 결정립이 미세화되어, 인장강도와 경도 및 충격인성이 모재나 용접부에 비하여 양호하게 나타났다. 한편, FL ＋ 4 mm 이상의 다른 위치에서는 강도와 경도 및 충격인성이 모두 모재와 용접부에 비하여 낮은 값을 보였다. 이는 다층용접에 의한 후속열이력 및 용접후열처리(post weld heat treatment, PWHT)에 의해 금속조직학적 영향을 받은 것으로 판단되었다. 일련의 시험결과로부터, 조 사전 및 감시시험용 샤피충격시험편의 HAZ 에 있어서의 노치위치에 대한 현재의 규정을 재검토할 필요가 있음을 제안하였다.

• Proceedings of the KWS Conference
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• 2001.10a
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• pp.187-189
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• 2001

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2008.05a
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• pp.9.2-9.2
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• 2008

• The Korean Journal of Rheology
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• v.8 no.1
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• pp.58-68
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• 1996

고분자 가공에서 가장널리 사용되고 있는 사출공정은 비등온의 싸이클 공정이므로 사출조건에 따라 성형품은 다양한 형태의 열이력과 변형이력을 받게 되고 그 결과 최종성형 품의 기계적 물성이 현저히 달라지게 된다. 그러므로 우수한 물성을 갖는 성형품을 얻기위 해서는 열이력과 변형이력에 연관되어 나타나는 미세구조의 변화와 잔류응력을 최소화할수 있는 최적 성형조건의 선정이 대단히 중요하게 된다. 본 연구에서는 수치모사실험을 기초로 설정한 성형조건의 범위에서 다양한 사출성형실험을 수행하여 얻은 시편을 대상으로 미세구 조의 변화와 잔류응력에 미치는 성형조건의 영향을 조사함으로써 최적성형조건을 선정하기 위한 방안을 찾고자 하였다. 편광현미경을 사용하여 관찰한 결정성 고분자수지 시편의 내부 구조는 전형적인 skin-core 구조를 보일뿐만아니라 충전속도, 사출온도, 금형온도, 및 gate로 부터의 위치 변화에 따라 미세구조가 현저히 변함을 알수 있었으며 광탄성법과 layer removal method를 이용하여 조사한 무정형 고분지수 시편의 잔류응력은 금형온도와 사출압 에 가장 영향을 많이 받으며 두께 방향으로 parabola한 분포를 가짐을 알수 있었다. 이상의 결과로부터 사출조건의 변화에 따라 잔류응력과 내부구조가 현저히 변하게 되며 이는 성형 품의 물성에 직접적인 영향을 미치고 있음을 알수 있었다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.26 no.3
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• pp.497-504
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• 2002

The purpose of this study is to analyze thermal cycles and to investigate microstructures of heat affected zones for a low alloy carbon steel pipe under a multipass weld. The commercial finite element code SYSWELD is used to compute thermal cycles during multipass weld. The numerical results such as thermal cycles and size of heat affected zone are compared with those of the experiment and the two results show a good agreement. In addition, the microstructure and hardness are investigated from the weldment in detail. The weakest location is founded at intercritical region near the base metal.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.9 no.4
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• pp.237-245
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• 2011

As necessity of safety re-evaluation for spent fuel storage facility has emphasized after the Fukushima accident, accuracy improvement of heat load evaluation has become more important to acquire reliable thermal-hydraulic evaluation results. As groundwork, parametric and sensitivity analyses of various storage conditions for Kori Unit 4 spent fuel storage pool and spent fuel depletion parameters such as axial burnup effect, operation history, and specific heat are conducted using ORIGEN2 code. According to heat load evaluation and parametric sensitivity analyses, decay heat of last discharged fuel comprises maximum 80.42% of total heat load of storage facility and there is a negative correlation between effect of depletion parameters and cooling period. It is determined that specific heat is most influential parameter and operation history is secondly influential parameter. And decay heat of just discharged fuel is varied from 0.34 to 1.66 times of average value and decay heat of 1 year cooled fuel is varied from 0.55 to 1.37 times of average value in accordance with change of specific power. Namely depletion parameters can cause large variation in decay heat calculation of short-term cooled fuel. Therefore application of real operation data instead of user selection value is needed to improve evaluation accuracy. It is expected that these results could be used to improve accuracy of heat load assessment and evaluate uncertainty of calculated heat load.

• Proceedings of the Korean Fiber Society Conference
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• 1994.10a
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• pp.12-13
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• 1994

• Transactions of the KSME C: Technology and Education
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• v.4 no.2
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• pp.101-109
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• 2016

The material properties of heat resistant materials at power plants are affected by thermal aging as operating time is accumulated. In this study, the influence of thermal aging on yield strength, tensile strength and fracture behavior for Mod.9Cr-1Mo (ASME Grade 91) steel which is a material widely adopted for Generation IV nuclear energy system has been investigated and analyzed. Service exposed Gr.91 steel materials sampled from a piping system of an ultra-supercritical (USC) plant in Korea with accumulated operation time of 73,716 hours were used for material testing. The test results of the service exposed material specimens were compared with those of the virgin Gr.91 steel specimens. Those test data were compared with the material properties of ASME code and RCC-MRx code. Conservatisms of the material properties in the design codes have been quantified based on the comparisons of those from virgin and service exposed material specimens.

• Journal of Energy Engineering
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• v.9 no.3
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• pp.184-191
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• 2000

본 연구에서는 국내 10MW급 기력발전소의 소형 터빈 로터에 대한 응력 해석을 실시하였다. 터빈 로터의 기하학적 형상, 증기의 온도 및 압력 등의 기동조건 변화, 로터 재료의 온도에 따른 물성값 등을 고려하여 대류 열 전달계수를 계산하는 사용자 부프로그램을 구성하였으며, 이를 바탕으로 열해석을 실시하여 로터의 온도 분포를 결정하였다. 이 온도분포 조건에서 시간 경과에 따른 열응력 해석을 실시하여 로터의 응력 분포를 결정하였으며 그 결과 취약부위에서의 응력변동 범위 및 가동중 정상상태 응력수준을 결정하였다. 이 취약부위의 응력값과 운전이력을 이용하여 크리프 수명과 피로수명을 계산하고 로터의 잔여수명을 결정하는 방법을 논의하였다.