• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.329.1-329
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• 2002

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2004.04a
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• pp.114-119
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• 2004

Endbeam is an important structural member of freight bogie for the support of service loading. In general, more than 25 years' durability is necessary. However, endbeam occur fatigue fracture in dynamic stress concentration location because comparatively strength and stiffness are low. Therefore, structure analysis is performed to evaluate structural problem of endbeam and local strain range as durability analysis. The number of cycles is extracted concerning the bogie in operation by measurement dynamic stress time history on critical part which is crack initiation in actual fact. At this time rainflow cycle counting is used to consider change of stress for operating condition. Based on the fatigue life curves and the stress analysis, the fatigue life of the endbeam is predicted and compared with the experimentally determined fatigue life, resulting in a fairly good correlation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.29 no.6
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• pp.42-48
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• 1997

원자로 냉각재 계통의 주요 구성요소중의 하나인 증기발생기는 원자로의 정상운전 과정에서 발생되는 고온의 열에너지를 2차 측으로 전달하여 터빈을 구동하기 위한 증기를 생산하는 역할을 하게 된다. 동적하중으로부터 증기발생기를 보호하고, 정상운전시 고온 고압에 의해 발생하는 열팽창을 흡수하기 위하여 유압식 스너버를 이용하여 증기발생기를 지지한다. 본 연구에서는 증기발생기 스너버의 이동거리를 해석하기 위한 링크장치의 기하학적 계통을 모델링하여 제시하고, 스너버의 이동거리 해석에 영향을 미치는 인자를 추출하여 검토하였다. 또한 스너버의 강성값 결정 과정에서 요구되는 레버기구의 하중분담율을 해석할 수 있는 방법을 개발하였다. 해석 결과의 타당성을 검토하기 위하여 현재 건설중인 1000Mwe급 표준 가압형 경수로 발전소의 고온 성능시험과정에서 실측한 결과와 비교 검토하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.245.2-245
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• 2002

• Journal of Energy Engineering
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• v.23 no.3
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• pp.116-124
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• 2014

In the plants operated under high temperature condition, piping system load analysis is often performed to prevent accidents caused by thermal deformation and also to locate inspection prioritity points of the piping system. In this study, piping system stress analysis was performed for a pipe system between the reactors in a process plant. The piping system includes typically installed hangers and expansion joints. In order to evaluate the effects of structural components such as hangers and expansion joints, the case for the expansion joint or the hanger under abnormal operation is considered. By comparison anlaysis results of piping system during normal operation and abnormal operation, the role of each pipe components are studied.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 2000.04a
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• pp.34-34
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• 2000

재료에 따라 기계적 특성들은 하중속도에 의존하는 경우가 많다. 이런 기계적 특성들 중 파괴인성은 기계구조물을 파괴 역학적으로 안전하게 설계하는 경우뿐만 아니라, 운전되고 있는 기계 건전성의 측면에서 매우 중요한 파라미터이다. 또한 파괴인성은 작용하는 하중의 속도에 따라 정적파괴인성($K_{IC}$)과 동적파괴인성($K_{ID}$)으로 구분하고 이들의 측정 방법과 인성의 크기 또한 매우 상이하다. 동적파괴인성의 평가방법으로는 광탄성법, 모아레법 및 스트레인게이법을 이용한 충격실험방법들이 이용되고 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.359-364
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• 1996

'93.4월에 고리원자력 4호기 운전중(원자로 출력 100%, 발전기 출력 975MWe) 주증기 차단밸브 (MSIV)의 닫힘으로 인해 발전소가 정지되었다. 밸브분해 점검결과 밸브스템이 Back Seat Ring 조립부위 Notch 부위에서 Steam Flow와 평행한 방향으로 절단되어, 밸브스템의 손상원인을 규명하기 위한 본 연구에서는 피로해석절차도에 따라 S-N 곡선에 근거하여 피로해석을 수행하였다. 피로해석결과 밸브스템의 초기균열 생성원인은 Stem Notch 부위의 제작결함과 발전소 정지시 밸브를 급속히 닫을 때 작용하는 충격하중등에 의해 발생된 것으로 추정되며 인장평균응력과 관내 유체의 진동하중의 변동응력이 조합하여 피로균열을 가속시켜 파손을 일으킨 것으로 사교된다.

• Journal of the KSME
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• v.36 no.9
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• pp.855-866
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• 1996

승요차 앞자축에 장착되어 회전하면서 동력을 전달하는 드라이브축은 운행중에 주로 비틀림하중을 받는다. 따라서 동 부품의 피로해석 및 설계를 위해서는 실제 운행중에 받는 서비스토크의 크기, 주파수 등에 관한 데이터가 필요하다. 차량에 탑재된 엔진의 토크와 회전수 등의 규격으로부터 드라이브축에 부가되는 최대 토크 값을 예측할 수 있으나, 자동차 운행주에는 승차인원, 도로조건, 운전자의 운전습관 등 여러가지 외적인 영향으로 인하여 서비스토크가 불규칙하게 변할 것으로 예상되므로 서비스토크를 정확히 예측하기는 어려운 실정이다. 또한, 최근의 자동차 구조부품에 대한 설계개념이 무한수명 설계에서 경량화 설계로 변화되고 있으며, 따라서 자동차 드라이브축도 실제 운용하중을 바탕으로 한 정확한 수명예측 및 강도설계가 요구되고 있다. 본 연구에서는 4륜구동형 승용차용 드라이브축에 대해 실제 운용하중에서의 피로수명을 예측하기 위해 1)텔리메트리를 이용하여 토크를 측정하고, 2) 일정진촉하중하에서의 드라이브축의 비틀림 피로시험을 수행하고, 3) 일정진폭하중하에서의 드라이브축의 비틀림 피로시험을 수행하고, 4) 축류 소재의 피로특성 데이터를 구성하여 5) 자체 개발한 프로그램으로 피로수명을 예측하고자 한다.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 2006.06a
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• pp.312-314
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• 2006

포항공과대학교의 포항풍력에너지연구소(PoWER Center)가 개발에 참여했던 750kW급 직접구동형 국산화 풍력발전시스템(KBP-750D)은 그 개발이 완료되어 2005년 말경 대관령의 풍력실증단지에 설치되었고 현재는 시험운전이 수행되고 있다. KBP-750D의 상용화를 위하여 출력성능 및 하중측정을 통한 실증연구가 진행되고 있으며, 현재는 KBP-750D에 대한 출력성능 및 하중 측정을 수행하기 위하여 계측장치가 설치되어 시험 측정이 진행되고 있다. 본 발표에서는 풍력발전시스템에 설치된 계측장치의 구성 및 설치 결과를 상세히 보고한다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.24 no.3
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• pp.289-294
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• 2011

In this study, the seismic analysis of traveling sea water screen for nuclear power plant was performed using finite element model. For qualification of traveling sea water screen, the response spectrum analysis was performed using the given operating basis earthquake(OBE) and safe shutdown earthquake(SSE) floor response spectrum. Dynamic analysis of water sea traveling screen was performed using finite element method. The analytical maximum displacements of traveling sea water screen were 2.5 mm under OBE condition and 4.6 mm under SSE condition. The maximum stresses of traveling sea water screen were 24 MPa under OBE condition and 44 MPa under SSE condition, that this results were 18 %, 27% of yield strength of material. Thus, it can shown that the structural integrity of traveling sea water screen has a stable structure for seismic load conditions.