• 대한토목학회논문집
• /
• 제34권1호
• /
• pp.175-183
• /
• 2014

본 연구는 점토지반에서 터널의 굴착조건(터널깊이 및 터널직경)과 시공조건(지반손실량), 지반조건(연약점토, 단단한 점토)을 변화시키면서 터널상부에 위치한 구조물의 거동변화를 조사 및 분석한 것이다. 분석에 사용된 구조물은 4층 블록식구조물로서 변형 등에 의한 균열발생과 균열폭의 차이로 인해 구조물의 손상정도를 쉽게 파악할 수 있는 특징이 있다. 다양한 터널 굴착조건 및 시공조건, 지반조건에 대해서 발생할 수 있는 터널상부 블록구조물의 거동상태를 파악하기 위해 수치해석적 매개변수 해석을 수행하였으며, 수치해석은 구조물의 실제크랙 발생을 묘사할 수 있도록 개별요소법(DEM)에 근거하여 수행하였다. 다양한 매개변수 해석으로부터 얻어진 구조물의 거동상태에 대한 결과는 터널 굴착조건 및 시공조건, 점토 지반조건과 상호 연관하여 함께 반영될 수 있도록 도표화 하였으며, 이를 이용하여 향후 점토지반에서 다양한 터널굴착 및 시공조건, 지반조건으로 인해 유발되는 터널 상부구조물의 손상정도를 보다 용이하게 파악할 수 있을 것으로 기대된다.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제26권11호
• /
• pp.2305-2311
• /
• 2002

The pressure tube is a major component of the CANDU reactor, which supports nuclear fuel bundle and heavy water coolant. Pressure tubes are installed horizontally inside the reactor and only selected samples are periodically examined during in-service inspection. In this respect, a probabilistic safety assessment method is more appropriate fur the assessment of overall pressure tube safety. The failure behavior of CANDU pressure tubes, however, is governed by delayed hydride cracking which is the major difference from pipings and reactor pressure vessels. Since the delayed hydride cracking has more widely distributed governing parameters, it is impossible to apply a general PFM methodology directly. In this paper, a PFM methodology for the safety assessment of CANDU pressure tubes is introduced by applying Monte Carlo simulation in determining failure probability Initial hydrogen concentration, flaw shape and depth, axial and radial crack growth rate and fracture toughness were considered as probabilistic variables. Parametric study has been done under the base of pressure tube dimension and hydride precipitation temperature in calculating failure probability. Unstable fracture and plastic collapse are used for the failure assessment. The estimated failure probability showed about three-order difference with changing dimensions of pressure tube.

• 한국지반공학회논문집
• /
• 제17권6호
• /
• pp.149-162
• /
• 2001

삼랑진에 위치한 삼랑진양수발전 상.하부댐의 댐마루에 시공 후 종방향 균열이 발생하였다. 이 댐들은 전력을 생산하기 위한 양수발전댐으로 상부댐과 하부댐으로 구성되어 있으며, 매일 10m이상의 수위변화를 받아왔다. 본 논문은 이들 댐중 상부댐에 발생한 종방향 균열의 원인을 찾는데 있다. 균열의 주요 원인은 수위변동으로 인한 것으로 판단되었으며, 이를 검토하기 위해 hyperbolic model을 이용한 수치해석을 수행하였다. 수치해석을 위한 입력자료를 얻기 위해 심벽재료와 사석재료에 대해 일련의 삼축압축시험을 수행하였다. 또한 수위변동으로 인한 주기적인 응력변화를 검토하기 위한 입력자료를 얻기 위해 진동삼축압축시험을 수행하였다. 수치해석결과 반복하중이 작용했을 경우 댐마루에서 깊이 4m까지 구속압력이 음이 되는 것으로 나타났으며, 이로 인해 종방향균열이 발생한 것으로 판단되었다. 이 종방향균열의 깊이는 댐 마루에서 수행한 시험굴에서 확인하였으며, 현장 조사결과와 잘 부합하였다.

• 지질공학
• /
• 제28권3호
• /
• pp.455-463
• /
• 2018

본 연구에서는 치핑작업중에 콘크리트에 발생할 수 있는 손상균열을 정량분석하기 위해 X-ray CT 이미지를 이용하는 방법을 제안하고자 한다. 이를 위해 치핑작업을 수행한 후, 균열이 발생한 콘크리트 블록을 코어링하여 직경 50 mm, 길이 100 mm의 시편을 준비하였다. 그 후 마이크로 포커스 X-ray CT 촬영을 하여 얻은 이미지를 3D 이미지로 재구성(reconstruction)하였다. 이렇게 얻어진 3D CT 이미지에 3DMA (3 Dimensional Medial axis Analysis)법을 적용하여, 손상 평가 파라메타로 시편의 위치에 따라 균열의 성질을 평가하여 손상을 분석하였다. 분석결과 치핑에 의한 손상은 치핑 표면으로부터 3 cm 깊이까지 발생한 것으로 나타났다. 또한 CT이미지 공간분석법에서 사용되는 여러 파라메타 중 공극률 지표(Porosity index), Burn number 그리고 Medial axis 의 파라메타를 이용해 치핑표면 근처의 손상 분석이 가능하다는 것이 확인되었다. 이 방법은 내부구조에 변화가 발생한 암석을 대상으로 한 연구에서도 비파괴 상태로 내부의 균열 평가, 가시화에 적용가능하다.

• Structural Engineering and Mechanics
• /
• 제53권5호
• /
• pp.997-1016
• /
• 2015

The contribution of tensioned concrete between cracks (tension-stiffening) cannot be ignored when analysing deformation of reinforced concrete elements. The tension-stiffening effect is crucial when it comes to adequately estimating the load-deformation response of steel reinforced concrete and the more recently appeared fibre reinforced polymer (FRP) reinforced concrete. This paper presents a unified methodology for numerical modelling of the tension-stiffening effect in steel as well as FRP reinforced flexural members using the concept of equivalent deformation modulus and the smeared crack approach to obtain a modified stress-strain relation of the reinforcement. A closed-form solution for the equivalent secant modulus of deformation of the tensioned reinforcement is proposed for rectangular sections taking the Eurocode 2 curvature prediction technique as the reference. Using equations based on general principles of structural mechanics, the main influencing parameters are obtained. It is found that the ratio between the equivalent stiffness and the initial stiffness basically depends on the product of the modular ratio and reinforcement ratio ($n{\rho}$), the effective-to-total depth ratio (d/h), and the level of loading. The proposed methodology is adequate for numerical modelling of tension-stiffening for different FRP and steel reinforcement, under both service and ultimate conditions. Comparison of the predicted and experimental data obtained by the authors indicates that the proposed methodology is capable to adequately model the tension-stiffening effect in beams reinforced with FRP or steel bars within wide range of loading.

• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제12권1호
• /
• pp.126-133
• /
• 2016

Recently, the research and development of Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) have made progresses. However, liquid sodium, the coolant of an SFR, is chemically unstable and sodium fire can be occurred when liquid sodium leaks from sodium pipe. To reduce the damage by the sodium fire, many fire walls and fire extinguishers are needed for SFRs. LBB concept in SFR might reduce the scale of sodium fire and decrease or eliminate fire walls and fire extinguishers. Therefore, LBB concept can contribute to improve economic efficiency and to strengthen defense-in depth safety. The LBB assessment procedure has been well established, and has been used significantly in light water reactors (LWRs). However, an LBB assessment of an SFR is more complicated because SFRs are operated in elevated temperature regions. In such a region, because creep damage may occur in a material, thereby growing defects, an LBB assessment of an SFR should consider elevated temperature effects. The procedure and method for this purpose are provided in RCC-MRx A16, which is a French code. In this study, LBB assessment was performed for PGSFR IHTS hot-leg pipe according to RCC-MRx A16 and the applicability of the code was discussed.

• 한국안전학회지
• /
• 제33권5호
• /
• pp.9-14
• /
• 2018

The piping system of a nuclear power plant plays a role of transferring high energy fluid to equipment and various devices. The safety and soundness of these piping systems are very closely related to the operability of the power plant. In the case of a welded part of a small diameter pipe, it may grow as a microcrack due to a lack of penetration, and it may grow to a size that affects the safety of the pipe due to the influence of mechanical vibration and fatigue load. Resonance refers to an increase in energy as the natural frequency of an object coincides with the frequency applied to the external force. When this resonance occurs, the frequency is the resonance frequency. In this study, when defects exist in the welds of small diameter pipe, the natural frequency of the pipe changes and resonance may occur. Since these resonances are likely to cause fatigue damage to the piping, resonance frequency changes due to the size and shape of the defects are analyzed and evaluated. As a result of the vibration test, the resonance frequency tended to decrease as the depth of the defect deepened, and the influence was larger when the defect existed at the bottom of the top of the trough. Also, it was confirmed that the Transverse cracks had an effect on the resonance frequency in the presence of the cracks in the weld bead, compared to the longitudinal cracks. As a result of this study, it is expected that the cause of the defect and the condition of the pipe can be monitored because the resonance frequency tendency according to the shape of the crack is analyzed.

• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
• /
• 한국콘크리트학회 2008년도 추계 학술발표회 제20권2호
• /
• pp.57-60
• /
• 2008

기존의 철근콘크리트 구조물 시스템에서 철근은 사용연한이 지날수록 염분 및 습기, 염화물 등 외부환경에 의해 부식된다. 이러한 철근의 부식은 최종적으로 콘크리트 구조물의 성능 저하와 수명 단축을 유발시키는 주요 원인이 되기 때문에 최근 Fiber Reinforced Polymers(FRP)를 이용하여 철근을 대체할 수 있는 보강근을 개발하고자 하는 연구가 활발히 진행 중이다. FRP 보강근 콘크리트 보의 전단강도에 대한 기존 연구에 따르면 FRP 보강근은 철근에 비해 탄성계수가 낮기 때문에 동일 하중 수준에서 철근 콘크리트보다 균열폭이 커지고 균열이 크게 진행하게 되어 전단강도도 감소하는 것으로 알려져 있다. 본 연구에서는 FRP 보강근 콘크리트 보의 전단강도를 실험적으로 측정하고 기존에 제시 된 선행 규준의 예측식을 실험값과의 비교를 통해 검증해보고자 하였다. 본 연구에서 수행한 실험결과에서는 전단경간비가 증가할수록 전단강도는 감소하는 것으로 나타났다.

• 콘크리트학회논문집
• /
• 제17권3호
• /
• pp.445-454
• /
• 2005

프리스트레스트 콘크리트 구조는 압축강도에 비해 낮은 인장강도로 인하여 콘크리트의 균열이 발생되고, 구조물의 강성이 저하되며, 과도한 처짐으로 인한 구조물의 기능이 저하된다. 주 연구에서는 이러한 단점을 보완하기 위해 인장부 일부분의 고성능 강섬유 보강 콘크리트와 압축부의 보통강도 콘크리트의 합성으로 이루어진 새로운 구조형식의 프리스트레스트 이중 콘크리트 보가 제안되었고, 3개의 프리스트레스트 이중 콘크리트 보와 2개의 프리스트레스트 콘크리트 보가 제작되었다 프리스트레스트 이중 콘크리트 보의 쉽 거동 분석을 위해 각 구간별(precracking stage, postcracking stage, ultimate stage) 해석적 모델이 제안되었고, 해석 결과와 실험 결과가 비교적 잘 일치되었다. 프리스트레스트 이중 콘크리트 보는 인장부 일부분에 적용된 고성능 강섬유 보강 콘크리트에 의해 균열의 생성과 성장이 억제되었고, 초기균열 및 한계사용하중이 증가되었으며, 내하력 및 쵱 강성이 확연하게 증가되었다.

• 콘크리트학회논문집
• /
• 제28권3호
• /
• pp.279-288
• /
• 2016

이 연구에서는 철근콘크리트(reinforced concrete, RC) 기둥의 휨 거동을 비교적 간단한 방법으로 평가하기 위해서 모멘트-곡률 관계를 단순화하였다. RC 기둥에서 주철근 배근을 이상화하고 힘의 평형조건 및 변형률 적합조건에 기반하여 초기 휨 균열 발생, 인장철근 항복 도달, 최대 내력 및 최대 내력 도달 후 최대 내력의 80% 시점에서의 내력과 중립축 깊이를 산정하였다. 기둥의 최대 내력 이후의 콘크리트 압축연단 변형률은 Kim et al의 구속된 콘크리트 응력-변형률 관계를 이용하여 산정하였다. 단순화된 모멘트-곡률 관계로부터 환산된 기둥의 횡하중-횡변위 관계는 다양한 변수하에서 수행한 기둥 실험결과와 잘 일치하였다. 고려된 각 단계에서의 모멘트와 중립축 깊이는 주철근 지수, 횡보강근 체적지수 및 축력 지수의 함수로 모델링하였다. 결국, 기둥의 곡률 연성은 콘크리트 압축강도 및 주철근과 횡보강근의 양과 함께 작용 축하중비에 중요한 영향을 받았다.