• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 1994년도 춘계학술대회논문집; 영남대학교, 20 May 1994
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• pp.116-121
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• 1994

지금까지 대형 구조물에 널리 사용되고 있는 Base Isolator는 특히, 지진하중에 대하여 상부 구조물의 지반분리(base isolation)을 이용한 지진제어를 목적으로 하기 때문에 Seismic Isolator라 한다. 일반적으로 면진베어링에는 LRB(Laminated Rubber Bearing) 방식과 R-FBI(resilient-friction base isolator) 방식으로 크게 나눌 수 있다. LRB 방식은 가장 널리 사용되는 면진베어링으로써 방진고무를 주된 재료로 하고 수직강성을 보강하기 위하여 steel plate를 조합하여 제작하며, 초기강성 및 에너지 소산능력을 증가시키기 위하여 단면중앙에 납(lead plug)를 삽입하기도 한다. R-FBI 방식은 방진고무 적층판 내부에 미끄럼판을 가지고 있으므로 LRB 방식에 비하여 더 큰 수평변위를 발생시킬 수 있다. 이번에 설계 제작한 면진베어링은 LNG 저장탱크의 Seismic Isolation을 목적으로 적용대상의 사양에 맞추어 설계 제작하고 성능평가 시험을 수행하여 LNG 저장탱크, 원자로, 대형 건축물등 지진으로부터 보호되어야 하는 대형구조물의 방진재로 적용할 수 있는가를 평가하고자 한다. 본 논문에서는 제작된 면진베어링의 설계를 검증하고 방진고무(HDR)재료의 물리적 특성시험, 축소모델에 의한 정적, 동적시험을 통하여 시험방법을 소개하고 이러한 시험결과를 기초로 하여 면진베어리의 성능을 평가하였으며, 면진베어링의 온도변화, 외부 수직하중의 변화등에 따른 특성변화와 LNG 저장탱크와 면진베어링의 체결방법에 따른 시험으로 체결방법을 검증하였으며, 대상물의 사양에 적합한가를 고찰하였다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2014년도 추계학술대회 논문집
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• pp.399-401
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• 2014

The comprehensive vibration assessment program(CVAP) of APR+ nuclear power plant(NPP) is classified as non-prototype, category II with Palo Verde NPP as valid prototype. In this paper, CVAP for first plant of APR+ NPP is proposed. The Control Element Assembly(CEA) shroud of APR+ NPP is different from that of Palo Verde NPP. And the Core Support Barrel(CSB) outer diameter and the flow rate of normal operation of APR+ NPP are larger than those of Palo Verde NPP. Vibration and stress analysis program should be conducted to establish test acceptance criteria. Limited vibration measurement program should be implemented to establish the margin of safety, demonstrate the satisfaction of test acceptance criteria and confirm the similar vibratory response between the APR+ and Palo Verde NPP. Because of the change of normal operation condition, the nominal differences between APR+ and Palo Verde NPP in the structural and hydraulic analysis are studied to determine the measurement locations.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 추계학술대회 논문집 학회본부 D
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• pp.638-640
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• 2000

Reactor Noise is defined as the fluctuations of measured instrumentation signals during full-power operation of reactor which have informations on reactor system dynamics such as neutron kinetics, thermal-hydraulics, and structural dynamics. Reactor noise analyses of ex-core neutron detector internals such as fuel assembly and Core Support Barrel in Nuclear Power Plant. A real time mode separation technique have been developed and applied for the analyses. The analyses data base have been constructed for the continuous monitoring and diagnose of the reactor internals. Detailed design of diagnostic system reactor internal structures using neutron noise(RIDS).

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2002년도 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2252-2254
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• 2002

The Reactor internal structures which consist of many complex components are subjected to flow-induced vibration due to high temperature and pressure in Reactor coolant system. The above flow-induced vibration causes degradation of structural integrity of the Reactor and may result in loosing mechanical binding component which might impact other equipment and component or cause flow blockage. It is important to analyze reactor noise signal for the early detection of potential problem or failure in order to diagnosis reactor integrity in the point of view of safety and plant economics. Detailed composition of diagnostic system reactor internal structures using neutron noise(RIDS).

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2001년도 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2166-2168
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• 2001

Reactor Noise is defined as the fluctuations of measured instrumentation signals during full-power operation of reactor which have informations on reactor system dynamics such as neutron kinetics. The Reactor internal structures which consist of many complex components are subjected to flow-induced vibration due to high temperature and pressure in reactor coolant system. The above flow-induced vibration causes degradation of structural integrity of the reactor and may result in loosing mechanical binding component which might impact other equipment and component or cause flow blockage. It is important to analyze reactor noise signal for the early detection of potential problem or failure in order to diagnosis reactor integrity in the point of view of safety and plant economics. Detailed design of hardware diagnostic system reactor internal structures using neutron noise(RIDS).

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.93-100
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• 2016

Since the sodium-cooled fast reactor is operated in a hostile environment due to the use of liquid sodium as its coolant, advanced techniques for in-service inspection are required to periodically verify the integrity of the reactor. This paper presents the development of in-service inspection techniques for Proto-type Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor. First, the 10 m long plate-type ultrasonic waveguide sensor has been developed for in-service inspection of reactor internals, and its feasibility was verified through several under-water and under-sodium experiments. Second, the combined inspection system for in-service inspection of ferromagnetic steam generator tubes has been developed. The remote field eddy current testing and magnetic flux leakage testing can be conducted simultaneously by using the developed inspection system, and the detectability was demonstrated through several damage detection experiments. Finally, the electro-magnetic acoustic transducer which can withstand high temperature and be installable in the remote operated vehicle has been developed for in-service inspection of the reactor vessel, and its detectability was investigated through damage detection experiments.

• 비파괴검사학회지
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• 제24권4호
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• pp.384-389
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• 2004

원자력발전소 운전에 따른 경년열화 등에 의하여 원자력발전소 주요 기기 및 재료 등에 손상 발생 가능성이 있어 원자력법 및 관련 기술기준에서는 비파괴검사 방법을 이용하여 원자력발전소 주요 기기 및 배관의 용접부 등 취약 부위에 대한 건전성을 주기적으로 평가토록하고 있다. 이에 따라, 영광 6호기 가동중검사는 기기, 배관 및 구조물 비파괴검사, 압력용기 자동 초음파탐상검사, 원자로 내부 구조물 육안검사 및 증기발생기 전열관 와전류탐상검사로 구분하여 수행하였다. 원자력발전소 계통의 주요기기에 대한 비파괴검사 결과, 기기, 배관 및 구조물과 원자로 압력용기 용접부에 대해서는 특이 사항 발생 없이 적용 규격에 만족되고 건전한 것으로 최종 평가되었다. 특히, 배관 용접부에 대한 초음파탐상검사는 영광 5호기에서와 마찬가지로 ASME Code Sec. XI 1995년도 판에 따라 기량검증(Performance Demonstration : PD) 방법을 적용함으로써 검사 신뢰도를 확보하였다는데 큰 의미가 있다.

• 비파괴검사학회지
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• 제26권1호
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• pp.18-24
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• 2006

액체금속로 원자로 노심과 내부구조물 들은 불투명한 소듐 내에 잠겨 있어 육안검사를 수행할 수 없다. 액체금속로 내부구조물의 육안검사를 수행하기 위해서는 초음파를 이용한 소듐내부 가시화가 적용되어야 한다. 본 연구에서는 소듐내부 가시화에 적용하기 위한 판형 초음파 웨이브가이드 센서를 개발하였다. 웨이브가이드 센서에서의 판파 전파특성을 분석하고 판파 적용모드로 제0차 반대칭 $A_0$ 모드를 선정하였다 웨이브가이드 센서에 액체 웨지를 적용하여 $A_0$ 모드의 저주파수 분산 영역에서 판파가 발진되도록 하였으며 입사펄스의 주파수 변조에 의하여 초음파 빔 방사각을 변환시킬 수 있는 새로운 방법을 제안하였다 본 방법은 웨이브가이드 센서를 기계적으로 구동하지 않고 빔 방사각을 조정할 수 있어 기존 웨이브가이드 센서의 구동 제한성을 극복할 수 있게 해 준다. 웨이브가이드 센서의 빔 방사각 변환 특성을 실험적으로 검증하였으며, 수중 C-스캔 시험을 수행하여 웨이브가이드 센서의 소듐내부 가시화 적용 가능성을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.257-264
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• 1994

원자력발전소 중대사고시 용융된 노심과 잔류냉각수가 증기폭발을 일으켜 원자로 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다. 본 연구에서는 증기폭발을 모사할 수 있는 실험 장치를 제작하고, 물과 프레온을 사용하여 증기폭발실험을 수행하였다. 이때 고속카메라를 사용하여 폭발현상을 관측하였고, 동압측정기와 압력분출관을 이용하여 생성되는 폭발압력과 기계적인 에너지를 계측하였다. 이를 토대로 증기폭발의 중요인자들(물의 온도, 물의 주입속도, 물의 주입 시간, 그리고 냉매의 깊이)에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 그리고, 압력용기 바닥의 구조물이 용융/냉각재의 반응에 미치는 영향을 살펴보기위하여 실험용기 내부에 그리드를 설치하여 폭발실험을 실시하였다. 물/프레온의 폭발실험에서 계측된 기계적에너지를 이용한 에너지효율은 0.5∼l.6%인 것으로 계산되었다.

• 화약ㆍ발파
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• 제39권4호
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• pp.22-33
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• 2021

최근 도시지역의 지반침하가 빈번하게 발생하여 주민들의 불안이 증가하고 막대한 사회적 비용이 발생하고 있다. 지반침하의 원인 중 노후 상하수도관의 파열은 매설관의 가동을 정지시킬 뿐만 아니라 지반 및 수질오염 문제를 야기한다. 그러나 대부분의 파이프는 시공 후 매설되어 육안으로 볼 수 없기 때문에 다른 구조물에 비해 유지보수의 중요성이 저평가되고 있다. 최근 몇 년 동안 지하 파이프 및 구조물의 유지 보수에 통합 물리적 탐사가 적용되었다. 현재 지하 공간 내부와 지반취약점을 조사하기 위해 통합물리조사를 실시하고 있다. 통합물리조사는 여러 가지 물리조사를 이용하여 다양한 물성자료를 얻고 기존 자료를 추가하는 분석기법이다. 일반적으로 지반 공학에서는 전기 및 표면파 조사를 포함한 통합 물리 조사가 채택되지만, 이러한 조사를 이용하여 지하 공간의 시간적 변화를 조사하는 것은 어렵다. 이에 반해 원자로 내부를 스캔하기 위한 투과기술로 우주선 뮤온을 이용한 탐사가 이루어지고 있다. 뮤온을 이용한 측량은 진동이나 전기의 영향 없이 실시간 관찰이 가능하다. 이러한 조사는 많은 노동력을 요구하지 않고 밀도 분포를 조사할 수 있기 때문에 활용 가능성 측면에서 큰 잠재력을 가지고 있다. 본 논문에서는 우주선 뮤온을 이용한 측량 기술을 소개하고, 이러한 기술을 지하 공간 및 지하 구조물에 대한 새로운 물리 측량 기술로 적용할 가능성을 제시한다.