• 원자력산업
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• 제20권6호통권208호
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• pp.31-44
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• 2000

본 연구에서 액체금속로의 노심용융(core meltdown)으로 인한 초 즉발 임계(super-prompt critical)의 출력 폭주 사고시, 노심의 반응도 및 열수력 특성 변화와 에너지 방출량등을 계산하기 위하여, Bethe-Tait 방버론을 수정, 보완한 분석 모델이 개발되었다. 주요 보완 내용으로서는, 금속 연료 노심의 단상 액체 영역에서의 선형의(Linear) threshold 형태의 상태 방정식뿐만 아니라 포화 증기(saturated fuel vapor) 영역에서의 상태 방정식이 개발되었고, 이에 따른 노심 붕괴 반응도(disassembly reactivity)의 분석 모델이 개발되었다. 또한 도플러 반응도 효과를 고려하기 위한 분석모델도 아울러 개발되었다. 상기 보완 모델을 실행할 수 있는 수치 해석 프로그램이 개발되었고, 이를 활용하여 KALIMER에서 HCDA가 발생하였을 경우 노심에서의 에너지 방출량 계산이 수행되었다. 분석결과 도플러 효과와 포화 증기 영역에서의 압력 증가 및 노심팽창의 중요성이 확인되었다. 도플러 효과가 고려되지 않을 경우 HCDA는 분석된 모든 반응도 삽입률에 대하여 폭발적인 에너지 방출과 함께 사고가 종결되는 것으로 평가되었다. 그러나 도플러 상수가 최적 평가치인 -0.002인 경우 50$/s이하의 반응도 삽입률에서는 노심은 비등점(0.8KJ/g)에 도달치 않았으며, 설계 기준 사고인 100$/s의 경우에도 노심은 포화 증기 영역에 머물고 압력이 급격히 증가하는 단상(single phase)액체 영역의 threshold 값에 미치지 않기 때문에 사고는 핵연료 증기(vapor)의 점진적인 분산과 함께 종결되는 것으로 분석되며, 총 에너지 발생량은 약 1,800MJ로서 기계적 손상 에너지로 전환되는 분율을 고려할 때 KALIMER 원자로 용기의 구조 설계 기준치에 비해 상당한 여유도를 갖는 것으로 평가되었다.

• 수산해양기술연구
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• 제31권3호
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• pp.272-278
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• 1995

강도가 각각 다른 세 종류의 프리프레그를 사용하여 일방향 CFRP를 적층하였으며, 모드 I과 모드 II 실험을 통하여 층간 파괴인성치를 고찰하였고, 또한 적층 섬유방향을 변화시킨 사교적층판의 그것도 함께 고찰하였으며, 이를 요약하면 다음과 같다. 1) 임계에너지 방출률 G 하(IC)의 값을 컴플라이언스 법, 수정 컴플라이언스 법, 그리고 보이론에 의해 계산하여 비교 검토한 결과 본 연구에서 사용한 수정식에 의한 값들이 거의 일치하였다. 2) G 하(IC) 값은 대체로 프리프레그의 C, B, A재의 순으로 높게 나타났으며, G 하(II C)의 값을 세가지 식에 의해 계산하여 비교 검토한 결과 거의 일치하였다. 3) 사교적층판의 경우 G 하(IC) 값은 [0/90] 하(6s), [0/45] 하(6s), [0/45/90] 하(6s)의 순으로 높게 나타났으며, G 하(II C)는 [0/90] 하(6s), [0/45/90] 하(6s), [0/45] 하(6s)의 순으로 높게 나타났다. 4) 사교적층판과 일방향의 임계에너지 방출률을 비교하였을 때, 모드 I의 경우 일방향의 결과가 다소 높았으며, 모드 II의 경우는 [0/45] 하(6s)의 결과는 거의 일치함을 알 수 있었다.

• Composites Research
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• 제16권3호
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• pp.9-17
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• 2003

타이어 벨트층내의 코드간 균열연결 및 층간균열진전을 모사하기 위해 자유단을 갖는 2층 고무/코드 적층시험편에 대한 4~11mm 변위제어 실험을 수행하였다. 자유단의 코드간 균열연결시의 폭방향 균열진전량은 45$^{\circ}$ 경사진 코드들간 길이의 절반에 도달할 때의 측정값으로 하였으며, 이는 탐침법에 의해 측정되었다 또한, 자유단에서 코드들간 균열연결을 모사하기위해 2차원의 이상화된 모델링 기법을 고안하였다. 이론수명은 테어링에너지(균열파단면의 단위면적당 방출에너지)를 이용하여 코드간 균열연결수명(임계값)과 이후 최종파손까지의 수명으로 구분하였으며, 이들을 각기 실험값과 비교하였다. 임계값까지의 수명예측은 실험과 비교하여 약 20%, 최종파손까지 약 65%의 오차가 발생하였다. 따라서, 전체 이론수명은 실험과 비교하여 약 45%의 오차를 발생하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제22권2호
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• pp.416-427
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• 1998

Unidirectional commingled-yarn-based carbon fiber(CF)/polyamide(PA) 6 composite was fabricated under molding pressures of 0.4, 0.6 and 1.0 MPa to study its flexural deformation and fracture behavior. Fiber/matrix interfacial bonding area became larger with an increase of molding pressure from 0.4 to 0.6 MPa. For molding pressures .geq. 0.6 MPa, good flexural performance of similar magnitudes was attained. For the fracture test, four kinds of notch direction were adopted : edgewise notches parallel (L) and transverse (T) to the major direction of fiber bundles, and flatwise notches parallel(ZL) and perpendicular(ZT) to this direction. Nominal bend strength for L and ZL specimens exhibited high sensitivity to notching. ZL specimens revealed the lowest values of the critical stress intensity factor $K_c$ which was slightly superior to those of unfilled PA6 matrix. Enlargement of the compression area for T specimens was analyzed by means of the rigidity reduction resulting from the fracture occurrence.

• 한국해양공학회지
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• 제9권2호
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• pp.89-97
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• 1995

The investigate the effect of fiber orientation on the interlaminar fracture toughness of carbon fiber reinforced plastics three prepregs which are domestic products are used in this paper. Those are used for the unidirectional composites, but only one is used for the cross-ply laminate composites which is molded $[0/90]_{6s},\;[0/45]_{6s},\;and\;[0/45/90]_{4s}$. The specimens used for the mode I and mode II Tests are DCB and ENF samples are examined by scanning electron microscope(SEM). The value of $G_{IC}$ is almost same when modified three calculating methods are applied. The highest value of $G_{IC}$at crack initiation is obtained at the $[0/90]_{6s}$ interlaminar and the lowest one is at the $[0/45/90]_{4s}$ interlaminar. The highest value of $G_{IIC}$ at crack initiation, however, is obtained at the $[0/90]_{6s}$ interlaminar and the lowest one is at the $[0/45]_{6s}$. The photographs of SEM show a difference behaviour between mode I and mode II fracture surface.

• 한국해양공학회지
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• 제10권4호
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• pp.75-83
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• 1996

Polymeric composites can be subjected to a wide variety of environmemtal conditions in practical use. One of most important conditions to be considered in the stuctural design using such materials is the miisture envirnment. Thus the moisture effect on interlaminar fracture toughness $G_IC$ and $G_IIC$ of CFRP(carbon fiber reinforced plastic) composed of carbon fibers and epoxy resin is studied in this paper. Specimens were first processed in 25, 50, $80^{\circ}C$ flesh water and $25^{\circ}C$ sea water for various periods of time. After that, the water absorption and fracture toughness tests were performed under laboratory atmosphere. As result, the specimen processed in $80^{\circ}C$ flesh water indicates the highest misture absorbing capability, the second in $50^{\circ}C$ flesh water, the third in $25^{\circ}C$ sea water, and the specimen in $25^{\circ}C$ flesh water does the lowest. The interlaminar fracture toughness $G_IC$ increases, approaches to the maximum, and decreases as the immersion time increases. In case of interlaminar $G_IIC$, the value of the specimen processed in $80^{\circ}C$ flesh water turns out to be higher than others. In addition, the scanning electron micrographs(SEM) of fracture surfaces were also examined in order to explain the mechanism of fracture.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.343-356
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• 2016

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생한 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위하여 안전성을 최우선으로 국내/외 기술기준을 준수하여 금속겸용용기를 개발하였다. 이러한 금속용기는 50년 동안 주요 안전성요소(구조, 열제거, 격납, 임계방지, 방사선차폐 등)에 대한 건전성을 유지하고, 운영기간 중 유지보수 과정에 폐기물의 발생을 최소화 하고 이를 안전하게 관리할 수 있도록 설계하였다. 본 논문은 설계수명이 종료된 금속용기 본체 및 내/외부 구조물에 대한 방사화 평가를 통해 정량적인 방사능 재고량에 대한 정보를 제공한다. 본 논문에서는 금속용기 본체 및 구성품의 방사화 방사능 재고량은 MCNP5 ORIGEN-2 평가체계를 이용하여 계산하였으며, 각 구성품의 화학조성, 중성자속 분포, 반응률 및 저장기간 동안 중성자조사 기간을 반영하여 평가하였다. 평가결과, 설계수명 이후 10년 경과시 모든 금속재질에서 $^{60}Co$의 방사능이 기타 핵종들에 비하여 가장 큰 방사능을 띄는 것으로 나타났으며, 중성자차폐체인 수지에서는 수명직후 $^{28}Al$ 및 $^{24}Na$등의 고에너지 감마선을 방출하는 핵종은 반감기가 짧아 0.5년 이후에는 무시할 수 있는 수준으로 나타났다. 또한, 사용후핵연료 제거후 캐니스터 및 금속용기 본체에 대한 표면 선량률 평가결과, 상당히 낮은 값을 나타내어, 해체 시 작업자가 받는 피폭선량은 무시할 수 있는 수준으로 평가되었다. 본 평가방법은 사용후핵연료 금속겸용용기 해체 시 계획의 수립 및 해체작업 종사자의 피폭선량 예측, 방사성폐기물의 관리/재활용 등의 기본자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.