• 대한토목학회논문집
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• 제13권2호
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• pp.21-29
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• 1993

본 연구에서는 구조물의 사용성 한계상태와 유한요소 해석 결과를 기초한 랜덤 진동 이론에 의한 확률적 신뢰성 해석 방법에 대해 연구하였다. 한계상태 모형은 보다 실제적인 방사능 누출 한계 균열에 대한 사용성 한계상태로 정의하여 연구하였다. 차폐구조물은 SAP V-2를 이용하여 3차원 유한요소 해석을 하였으며, 본 연구에 적합하게 수정 개발한 HRAS 신뢰성 프로그램으로 신뢰성 해석을 수행하였다. 본 연구에서는 하중조합 설계규준 보정 기법을 이용하여 국내의 철근콘크리트 차폐 구조물에 적합한 하중계수를 제안하였으며, 현행 ASME 규준과 비교하였다. 제안한 하중계수는 시방서 목적과 잘 일치하며, 한계상태 확률이 일관성 있음을 입증하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제20권12호
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• pp.663-670
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• 2019

터빈 사이클 보정 열 성능 분석은 발전소의 현재 성능을 결정하고 향상된 경제성 운전을 위해 요구된다. 본 연구에서는 신뢰성있는 성능 분석을 위해서 산업 표준인 ASME(American Society of Mechanical Engineers) PTC(Performance Test Code)를 기본으로 성능 분석에서 우선적으로 중요하게 적용되는 주급수 유량을 대상으로 영역별 판정 알고리즘을 개발하고 각 영역별로 현재의 터빈 사이클 성능을 추정하는 알고리즘을 개발하였다. 추정 알고리즘은 측정 상태량의 상관 관계를 기반으로 영역별로 형상 분류를 제시하고, 이를 기반으로 커널 회귀 모델을 이용하여 학습된 추정 모델을 구성하였으며, 커널 회귀 모델링의 우수성을 검증하기 위하여 신경 회로망 모델의 학습 결과와 비교하였다. 주급수 유량의 형상 특성에 따른 분류 및 추정 모델은 터빈 사이클에서 정확한 보정 열 성능 분석을 제공함으로써 성능 분석의 신뢰도를 증가시킬 수 있었으며 다른 성능 결정 변수에 대한 학습 및 검증 모델로 사용될 수 있다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제11권1호
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• pp.69-73
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• 2015

The study investigated effects of residual stresses and Charpy impact energy on brittle fractures of the butt weld between the valve and the piping, and of the valve body in nuclear power plants via a linear elastic fracture mechanics approach in the ASME B&PV Code, Sec.XI and finite element analysis. Weld residual stress in a butt weld between close check valve and piping, and residual stress in the valve due to casting process were assumed to be proportional to yield strength of base metal. Operating stresses in the butt weld and the valve body were calculated using approximate engineering formulae and finite element analysis, respectively. Applied stress intensity factors were calculated by assuming postulated cracks with specific sizes and then by substituting the residual stresses and the operating stresses into engineering formulae presented in the ASME B&PV Code, Sec.III. Plane strain fracture toughness was derived by using a correlation between Charpy V-notch impact energy and fracture toughness. Structural integrity of the weld and the body against brittle fracture was assessed by using the applied stress intensity factors, plane strain fracture toughness and the linear elastic fracture mechanics approach. As a result, it was identified that the structural integrity was maintained with decreasing the residual stress levels and increasing the Charpy V-notch impact energy.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권10호
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• pp.1251-1259
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• 2013

본 연구에서는 소듐냉각 고속로 붕괴열교환기(DHX)의 고온 설계 및 크리프-피로 손상 평가를 수행하였다. 제 4 세대 소듐냉각 고속로의 능동 및 피동 잔열제거계통에 설치되는 DHX와 한국원자력연구원의 STELLA-1 시험루프에 설치된 DHX에 대해 상세설계 및 3D 유한요소해석을 수행하고, 동 결과에 기초하여 고온설계 기술기준인 ASME Section III Subsection NH와 RCC-MR 코드를 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 크리프-피로 손상평가 결과에 기초하여 두 설계기준에 대해 비교 분석하고, 설계 기술기준의 보수성 이슈에 대해 토의하였다.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제17권1호
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• pp.5-11
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• 2014

The purpose of this paper is to investigate an analytical approach for opening performance evaluation of the nuclear pressure safety valve based on standard codes such as ASME or KEPIC. It is well-known that safety valve is considered as one of pressure relief valves for protecting a boiler or pressure vessel from exceeding the maximum allowable working pressure. When pressure in a container reaches its set pressure, the safety valve commences discharging the internal fluid by a sudden opening called as popping. Safety valve is usually evaluated by set pressure, full open, blow-down, leakage and flow capacity. The test procedure and technical requirement for performance evaluation is described in international code of ASME code such as BPVC. The opening characteristics of steam safety valve can be analyzed by computational fluid dynamics (CFD) and steam shaft dynamics. First, the flow analysis along opening process is simulated by running the CFD models of the ten types of opening steps from 0 to 100%. As a analysis result, the various CFD outputs of flow pattern, pressure, forces on the disc and mass flow at each simulation step is demonstrated. The lift force is calculated by using the forces applied on disc from static pressure and secondary flow. And, the effect of huddle chamber or control chamber is studied by dynamic analysis based on CFD simulation results such as lift force. As a result, dynamics analysis shows opening features according to the sizes of control chamber.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제19권3호
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• pp.247-258
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• 2006

물에 잠긴 다공 원통형 쉘의 경우 물에 잠긴 상태로 유한요소해석을 하기에는 거의 불가능하므로 등가물성치를 사용하여야 한다. 다공 평판의 경우 이에 대한 등가물성치를 ASME 코드에서 제시하고 있지만, 다공 원통형 쉘의 등가물성치에 대한 연구는 아직까지 수행된 적이 없다. 따라서 본 연구에서는 유한요소해석을 이용하여 다공 원통형 쉘의 동적 해석에 이용할 수 있는 등가물성치를 제안하였고 그 타당성을 검증하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제16권2호
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• pp.153-163
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• 2003

원자로 용기의 온도-압력 한계곡선을 위하여 국내공동비교연구를 수행하였다. 국내 원전의 데이터를 이용하여 국내 각 기관에서 온도-압력 한계곡선 작성에 사용하고 있는 방법 및 기법을 비교하기 위하여 round robin 해석을 제안하였고 주어진 문제에 대하여 각 기관이 문제를 해석한 후 결과를 제출하여 이들을 분석함으로써 온도-압력 한계곡선 작성에 대한 표준 해석 자료를 만들어 추후 평가에 이용할 수 있도록 하였다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제17권1호
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• pp.21-31
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• 2013

In this study, dynamic characteristics and seismic capacity of the nuclear power plant piping system are evaluated by model test results using multi-platform shake table. The model is 21.2 m long and consists of straight pipes, elbows, and reducers. The stainless steel pipe diameters are 60.3 mm (2 in.) and 88.9 mm (3 in.) and the system was assembled in accordance with ASME code criteria. The dynamic characteristics such as natural frequency, damping and acceleration responses of the piping system were estimated using the measured acceleration, displacement and strain data. The natural frequencies of the specimen were not changed significantly before and after the testing and the failure and leakage of the piping system was not observed until the final excitation. The damping ratio was estimated in the range of 3.13 ~ 4.98 % and it is found that the allowable stress(345 MPa) according to ASME criteria is 2.5 times larger than the measured maximum stress (138 MPa) of the piping system even under the maximum excitation level of this test.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.687-700
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• 1995

제안된 CANDU-9 원자로의 열수력 과도변화상태가 해석되었으며 주요한 몇개의 과도변화가 열수송 계통의 설계요건을 만족시키는지에 대해 평가되었다. 열수송계통의 과도변화시 핵연료의 건전성과 계통압력상승의 제한 측면에서 분석된 본 해석결과에 따라서 제안된 열수송계통형상과 열수송계통기기의 예비 크기가 확정 및 검증되었다. AECB R-77 요구조건에 대한 CANDU-9 원자로의 만족여부를 평가하였다. 해석결과, 각 과도변화시 원자로 모관의 고압첨두치가 ASME코드의 요구조건에 따른 허용범주내에 있었으며 핵연료의 건전성이 확인되었다. 원자로 가동운전시 제안된 CANDU-9 원자로의 고유적인 핵연료채널을 통한 역류현상을 규명하기 위하여 한개의 펌프가 시동될때의 과도변화현상을 해석하였다.

• 한국안전학회지
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• 제25권6호
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• pp.53-59
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• 2010

A fatigue damage caused by cyclic load is considered as one of the important failure mechanisms that threaten the integrity of structures and components in a nuclear power plant. In ASME code section III NB, the fatigue analysis procedure and standard S-N curves for the class 1 components are described and these criteria should be met at the design step of components. As the current ASME S-N curves are based on the very conservative assumptions such as a local stress concentration effect, immoderate transient frequencies and a constant Young's modulus, however, they can not precisely address the fatigue behavior of components. In order to find out the technical solution for these problems, a number of researches and discussion have been carried out continuously at home and abroad over the decades. In this study, detailed fatigue analyses for DVI nozzle with various mesh density of finite elements were performed to evaluate effect of stress concentration factors on the fatigue analysis procedure and the excessive conservatism of stress concentration factors are confirmed through the analysis results.