• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.296-301
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• 1996

이 연구의 목적은 원주방향 균열을 가진 페라이틱 배관의 파괴거동을 실험적으로 평가하는데 있다. 한계하중방법, SC.TNP 방법, R6방법, 그리고 ASME Code방법과 같은 여러 파괴거동 평가 방법의 타당성이 PWR 운전조건(압력:15.5MPa, 온도:228$^{\circ}C$)하에서의 직경 16인치의 대규모 배관파괴실험을 통해 조사된다. 모사지진하중, 단일주파수 사인함수하중, 정하중과 같은 여러 가지 형태의 하중이 배관의 하중지지능력에 미치는 영향이 조사된다. 또한 엘보우부위와 직관부의 영향과 표면균열 및 관통균일의 영향 등도 함께 조사된다. 결과는 다음과 같다. (1) 표면균열을 가진 배관의 파괴거동은 한계하중방법과 SC.TNP 방법에 의해 잘 예측할 수 있다. 반면 관통균열의 경우는 한계하중방법에 의해 잘 예측된다. (2) 모사지진하중하에서는 단일주파수 사인함수하중이나 정하중 하에서 보다 하중지지능력이 크게 예측된다. (3) 엘보우부위와 직관부, 관통균열과 표면균열 사이에 파괴거동에 대한 큰 차이는 없다.

• 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.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 1996년도 추계학술대회 논문집
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• pp.913-920
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• 1996

In this study, the counting method for multi-axial and multi-point load states was proposed. Using this counting method, the load spectrum is generated from the service load history which is measured for boom structure of excavator. Loading state for loading points of boom structure is described as a multi-dimensional state space. From this load spectrum, the stress spectrum was generated by FEM analysis using the superposition of the unit load. The cumulated damage at the severe damage point of In nm structure by the failure example is calculated by Palmgren-Miner's rule. As a result of this study, the fatigue life estimation using the multi-axial and multi-point load counting method is useful.

• 대한기계학회논문집A
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• 제39권5호
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• pp.453-460
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• 2015

후쿠시마 원전 사고 이후로 원자력 발전 플랜트의 배관 시스템에 가해지는 비틀림 하중의 영향에 대한 연구가 여러 연구자들에 의해서 수행되었다. 발전 플랜트의 원주방향 균열을 포함한 배관은 정상운전 조건이나 갑자기 발생한 사고에 의해서 굽힘과 비틀림과 같은 하중을 받을 수 있다. ASME 코드에서는 균열 배관의 구조건전성 확보를 위해서 한계하중 기법을 사용해서 완전소성 파단에 대한 결함평가를 제공한다. 최근 개정된 코드에 따르면, 복합하중은 막응력과 굽힘 응력만을 포함하고 있다. 실제로 운전 환경에서 비틀림 하중이 가해질 수 있음에도 불구하고, 비틀림 하중을 평가하는 방법론에 대해서는 언급하지 않았다. 본 논문에서는 한계하중 분석을 기반으로 원주방향 균열 존재하는 배관에 단순 굽힘과 단순 비틀림, 인장을 포함한 굽힘 비틀림 복합하중이 가해질 경우에 대한 유한요소해석 결과를 포함하고 있다. 전단면 완전항복 기준을 만족하는 한계하중 이론해를 제안하고 유한요소해석을 통해서 이를 검증하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제19권8호
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• pp.44-54
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• 2018

복합발전플랜트 배열회수보일러 고압증발기의 기기인 분배기에 대하여 설계조건과 과도운전조건을 고려하여 응력 및 피로에 관한 안전성을 평가하였다. 먼저, 배열회수보일러 튜브군 모델의 해석결과로부터 분배기의 상부에 연결되는 수직 강수관, 하부에 연결되는 수직 급수배관, 열교환기의 입구헤더로 향하는 수평방향의 방사형 배관들에 대하여 노즐하중을 도출하였다. 이와 같이 구한 노즐하중은 분배기의 상세모델에 대한 설계조건과 과도운전조건의 해석 시에 노즐 단면에 가해지는 하중으로 사용하였다. 분배기의 상세한 해석모델을 만들고 설계조건의 내압과 노즐하중에 대한 정적구조해석을 수행하였다. 설계조건에서 최대응력은 수평방향 배관의 노즐 보어에서 발생하였다. 최대응력 위치의 국부 1차 막응력이 쉘과 노즐에서 허용기준보다 작으므로 ASME Code의 허용기준을 만족하는 것으로 나타났다. 배열회수보일러에 주어진 8가지 과도운전조건을 고려하여, 분배기의 상세모델에 대하여 열해석을 수행하고, 과도운전 시의 내압, 노즐하중, 열하중에 대한 과도구조해석을 수행하였다. 과도운전조건에서 최대응력은 분배기 상부의 수직 강수관 노즐 부위에서 발생하였다. ASME Code에 의거하여 수직 강수관 노즐 부위의 피로수명을 평가하였다. 결과적으로 계산된 누적피로사용계수가 허용기준보다 작으므로 기대수명 동안에 피로파손에 관하여 안전한 것으로 나타났다.

• 한국풍공학회지
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• 제22권4호
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• pp.163-169
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• 2018

본 연구에서는 운전 정지 상태로 회전하지 않는 수평축 해상 풍력터빈 로터에서 발생하는 풍하중을 풍속, 요 각도, 방위각, 피치 각도를 달리하면서 대기경계층 내에서 작동하는 조건으로 평가하였다. 하중 예측 결과의 검증을 위해 단순화 한 블레이드 형상에 대한 블레이드 요소이론과 단순 계산치를 이용하여 얻어낸 공력 하중을 상호 비교하였으며, 코드와 비틀림 각도가 블레이드 스팬 방향에 따라 변하는 NREL 5 MW급 대형풍력터빈 로터에 대해서는 NREL에서 개발한 FAST 해석 결과와 본 연구의 해석 결과를 비교함으로써 해석 결과의 정확도를 검증하였다. 로터의 하중은 허브 중심을 원점으로 하는 고정된 3축 좌표계에 대해서 힘과 모멘트로 표현되는 6분력 하중으로 나타내었다. 따라서 이 결과는 풍력터빈 시스템의 동적 거동 해석과 로터에서 발생되는 전도 모멘트를 견디기 위해 필요한 지지 구조물의 기초하중 자료로 적용할 수 있다.

• 한국항공우주학회지
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• 제33권2호
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• pp.39-45
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• 2005

본 연구에서는 현재 일반 프로펠러 항공기에 사용 중인 둥근 팁 형상을 갖는 Hartzell 사 제작 프로펠러에 대해서 두께소음과 하중소음에 대한 예측을 시도하였다. 음향장 해석에 앞서서 프로펠러 표면상에 존재하는 압력분포는 자유후류 패널 방법과 비정상 베르누이 방정식을 이용하여 구하였다. 음향장 해석을 위해서는 FW-H의 음향상사 법칙을 적용하였다. 주어진 프로펠러 형상과 운전 조건에 대한 소음 예측으로부터 두께소음은 프로펠러 회전면을 기준으로 전방과 후방이 서로 비슷한 면대칭 분포를 갖는 반면에, 하중소음은 프로펠러 후방의 소음이 전방에 비해서 더 크게 나오는 결과를 보여주었다. 일반적인 운전조건에서는 전반적으로 하중소음이 두께소음보다 지배적인 결과를 보여주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.393-402
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• 1995

원자로냉각재계통의 설계를 위한 구조해석 분야에는 원자로의 정상운전 과정에서 발생하는 유체의 온도와 압력의 변화에 의해 냉각재계통에 발생하는 정적하중해석, 지진과 가상적인 분지관 파단사고에 의해 냉각재계통에 발생하는 동적하중해석분야로 구분할 수 있다. 원자로냉가재계통의 구조해석은 원자력발전소의 안전성 화보 측면을 중시하여 해석시 충분한 여유도를 고려한 보수적인 해석 방법을 원용한다. 지진이나 가상적인 분지관 파단사고에 의한 냉각재계통의 구조해석은 사고시 냉각재계통의 안전성을 유지하는 방어적인 개념으로서 기기의 건전성을 확보하기 위하여 충분한 보수성과 안전여유가 해석시 고려된다 정상운전에 의해 냉각재계통에 발생하는 하중은 원자력 발전소의 상존하는 하중의 개념으로서 냉각재계통의 기본 설계 하중으로 인식된다. 특히 고온 고압의 유체로 인하여 발생하는 냉각재 계통의 열팽창 현상은, 정상운전 하중으로 인하여 나타나는 전형적인 거동으로서, 냉각재계통 구조해석 결과읜 중요한 지표로서 인식된다. 따라서 냉각재계통의 열팽창 현상을 정확히 예측하는 것은 원자로 냉각재계통 구조해석의 가장 중요한 목표중의 하나이다. 본 연구에서는 정상운전 하중에 의한 원자로 냉가재계통의 열팽창 거동을 해석하기 위한 냉각재계통의 모델링 방법과 해석 방법을 제시하였다. 해석 결과의 타당성을 검토하기 위하여 최근 건설 완료 단계에 돌입한 표준형 1000 MWe 급 가압경수로(Pn)의 고온기능시험 (Hot Function Test)과정에서 실측한 자료를 근거로 하여 원자로냉각재계통의 열팽창 거동 해석의 타당성을 입증코자 하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.168.2-168.2
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.324-329
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• 1998

본 연구는 주증기배관으로 사용되고 있는 SA106. Gr.C의 모재와 용접계에 대해서 파괴인성에 미치는 온도와 하중속도의 영향을 살펴보기 위해서 다양한 온도와 하중속도에서 J-R 시험 및 인장시험을 수행하였다. 두 재료 모두 동적변형시효의 영향을 받고 있는 온도영역에서 약 40% 정도의 파괴인성 감소가 관찰되었으며, 하중속도에 따른 파괴인성 감소영역은 serration과 인장강도 증가 영역의 하중속도 의존성과 일치하였다. 원자력발전소 운전온도에서 모재와 용접재 모두 하중선변위속도가 4.0mm/min 일 때 파괴인성치의 최저를 보였으며, 하중속도가 증가함에 따라 증가하여 동적하중속도(800, 40mm/min)일 때 최대를 보였다. 모재와 용접재를 비교하면 용접재에서 serration이 뚜렸했고, 보다 넓은 온도영역에서 관찰되었다. 또한 인장강도의 증가가 보다 고온에서 형성되었다. 이러한 특성은 용접재가 모재에 비해 냉각률이 크고 미세한 결정입으로 이루어져있으며, 망간의 함량이 높기 때문으로 판단된다.