• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
• /
• pp.77.1-77.1
• /
• 2005

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제28권3호
• /
• pp.283-291
• /
• 2015

본 논문에서는 원통형 쉘에 부착된 노즐의 구조 건전성평가를 수행하고 그 결과를 비교하기 위해 2차원(2D)과 3차원(3D) 해석이 수행되었다. 현재 원자력 발전소에서 사용되는 3개의 노즐을 구조 건전성평가를 위해 선정하였고, 각각 노즐은 내부압력, 온도변화 및 외부하중을 받는다. 내부압력에 대한 2D 해석은 1.5이상의 계수 값을 이용하거나 응력집중 계수를 적용하여야 하고, 온도변화에 대한 2D와 3D 해석결과는 피복재의 유무와 상관없이 서로 거의 비슷하며, 외부하중에 대한 WRC Bulletin 297에 의한 해석결과는 3D 해석결과보다 더 보수적임을 확인할 수 있었다.

• Smart Structures and Systems
• /
• 제15권2호
• /
• pp.259-281
• /
• 2015

In this study, a structural identification method is proposed to assess the integrity of gravity-type caisson structures by analyzing vibration features. To achieve the objective, the following approaches are implemented. Firstly, a simplified structural model with a few degrees-of-freedom (DOFs) is formulated to represent the gravity-type caisson structure that corresponds to the sensors' DOFs. Secondly, a structural identification algorithm based on the use of vibration characteristics of the limited DOFs is formulated to fine-tune stiffness and damping parameters of the structural model. Finally, experimental evaluation is performed on a lab-scaled gravity-type caisson structure in a 2-D wave flume. For three structural states including an undamaged reference, a water-level change case, and a foundation-damage case, their corresponding structural integrities are assessed by identifying structural parameters of the three states by fine-tuning frequency response functions, natural frequencies and damping factors.

• 기술사
• /
• 제34권2호
• /
• pp.14-18
• /
• 2001

The primary cooling piping of HANARO is classified as safety class 3, seismic class 1 and quality class Q. This piping as safety related feature has been designed, manufactured and tested in accordance with ASME SEC. Ⅲ, DIV 1, Class 3. In October of 2000, the first step of the in-service inspection for this piping was carried out in accordance with ASME SEC. XI. This describes the results of the Inspection including the preparation of inservice inspection plan and inspection method. It is verified through the results that the safety related piping is maintained the mechanical and structural Integrities.

• 한국정보과학회논문지:데이타베이스
• /
• 제33권5호
• /
• pp.526-537
• /
• 2006

XML 데이타의 효율적인 저장을 위한 가장 대표적인 접근방법은 XML 데이타를 관계형 데이타베이스에 저장하는 것으로 대부분의 데이타가 여전히 관계형 데이타베이스에 저장되어 있다는 현실적 상황을 쉽게 수용할 수 있다는 장점을 지닌다. 이러한 접근 방법은 XML 데이타를 관계형 데이타로 혹은 관계형 데이타를 XML 데이타로 변환 과정이 필수적으로 요구하며, 변환 과정에서 가장 중요한 점은 관계형 스키마 모델의 구조적, 의미적 관계 정보를 XML 스키마 모델에 정확히 반영하는 것이다 지금까지 많은 변환 방법들이 제안되었으나 구조적 의미를 반영하지 못하거나 단순히 명시적으로 정의된 참조 무결성 관계(Referential Integrity Relations)만을 지원하는 문제점을 지닌다. 이 논문에서는 관계형 스키마 모델의 XML 스키마 모델로의 변환 시 초기 관계형 데이타베이스의 묵시적 참조 무결성 관계를 자동적으로 추출하여 이를 변환에 반영할 수 있는 알고리즘을 제안한다. 제안된 알고리즘은 초기 관계형 데이타베이스에 명시적으로 정의되어 있는 참조 무결성 관계는 물론 묵시적인 참조 무결성 관계까지 변환 과정에 반영함으로써 보다 정확한 XML 데이타 모델 생성을 가능하게 한다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2002년도 학술대회지
• /
• pp.43-46
• /
• 2002

The HANARO, multi-purpose research reactor, 30 MWth open-tank-in-pool type, is under 24 MWth of power operation since it reached to the initial critical in February, 1995. Many useful experiments should be safely performed to activate the utilization of the HANARO, but there is a radioactive risk of using the HANARO. To reduce the risk, a test facility, which is not reacted by nuclear fuel, is being developed to simulate similar flow characteristics with the HANARO. This paper describes the computational flow analysis to determine each shape of simulating fuels for simulating the flow similarities of 36 elements hexagonal fuels assembly and 18 elements circulating fuels assembly loaded in HANARO. The shares of orifices were determined by the trial and error method and the structural integrities of them were verified by the finite element method assuming that the flow rate and pressure differences of reactor core are constant. The analysis results will be verified with the results of the flow test to be performed after the installation of this test facility.

• Macromolecular Research
• /
• 제14권3호
• /
• pp.359-364
• /
• 2006

Di-block copolymers composed of two biocompatible polymers, poly(ethylene glycol) and poly(D,L-lactide), were synthesized by ring-opening polymerization for preparing polymer vesicles (polymersomes). Emulsion solvent evaporation method was used to fabricate the polymersomes. Scanning electron microscope (SEM) images confirmed that polymersomes have a hollow structure inside. Confocal laser microscope and optical microscope were also used to verify the hollow structure of polymersomes. Polymersomes having various sizes from several hundred nanometers to a few micrometers were fabricated. The size of the polymersomes could be readily controlled by altering the relative hydrodynamic volume fraction ratio between hydrophilic and hydrophobic blocks in the copolymer structure, and by varying the fabrication methods. They showed greatly enhanced stability with increased molecular weight of PEG. They maintained their physical and chemical structural integrities after repeated cycles of centrifugation/re-dispersion, and even after treatment with surfactants.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제22권4호
• /
• pp.251-261
• /
• 1997

방사성 동위원소 등의 고준위 방사성물질을 운반하기 위한 운반용기는 국내외의 관련법규에 따라 정상수송은 물론 가상사고조건에서도 방사성물질의 누설이 발생되지 않도록 방사선차폐, 열 및 구조적 건전성이 유지되어야 한다. 운반용기의 건전성 평가는 시험모델을 이용한 시험적 방법과 전산해석 코드를 이용한 해석적 방법에 의하여 이루어지고 있다. 본 논문에서는 원자력연구소의 하나로에서 생산되는 동위원소를 동위원소 생산시설까지 이송하기 위한 HTS (Hydraulic Transfer System) 방사성 동위원소 운반용기의 안전성을 평가하였다. 방사선차폐해석, 열해석 및 구조해석을 수행한 결과 동위원소 운반용기는 정상수송조건 뿐만 아니라 가상사고조건에서도 건전성이 유지되는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제4권2호
• /
• pp.139-152
• /
• 2006

사용후핵연료 건식저장용기는 낙하사고조건에서 캐니스터의 건전성이 입증되어야 한다. 낙하사고조건은 캐니스터를 건식저장용기에 장입하기 위하여 저장용기의 상부에서 크레인으로 취급하는 도중에 캐니스터가 저장용기 내부의 받침대로 자유 낙하하는 조건이다. 저장용기 내부의 받침대는 이러한 조건에서 캐니스터의 구조적 건전성을 유지하도록 완충효과가 좋아야 한다. 본 연구에서는 다양한 저장용기 내부 받침대 에 대한 3차원 유한요소해석을 통하여 낙하사고조건에서 캐니스터의 구조적 건전성을 향상시킬 수 있는 구조를 결정하였다. 저장용기 내부 받침대는 탄소강으로 만들어진 원통 쉘의 내부에 콘크리트를 장입한 구조와 받침대 높이의 변화 없이 콘크리트 높이의 1/4정도에 탄소강과 폴리우레탄폼을 이용한 구조물을 사용하여 완충효과를 보완하고자 수정된 구조를 고려하였다. 완충체의 형상 및 구조를 결정하기 위하여 십자형상이나 원형의 탄소강 구조물을 받침대 상부에 위치하여 그 영향을 알아보았다. 이때 탄소강 구조물의 두께를 24 mm, 12 mm, 6mm로 변화를 주었다. 또한, 탄소강 구조물 사이에 충진하는 폴리우레탄폼의 밀도에 대한 영향을 알아보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제48권4호
• /
• pp.952-964
• /
• 2016

The prototype generation IV sodium-cooled fast reactor (PGSFR) has been developed by the Korea Atomic Energy Research Institute. This reactor uses sodium as a reactor coolant to transfer the core heat energy to the turbine. Sodium has chemical characteristics that allow it to violently react with materials such as a water or steam. When a sodium-water reaction (SWR) occurs due to leakage or breakage of steam generator tubes, high-pressure waves and corrosive reaction products are produced, which threaten the structural integrity of the components of the intermediate heat-transfer system (IHTS) and the safety of the primary heat-transfer system (PHTS). In the PGSFR, SWR events are included in the design-basis event. This event should be analyzed from the viewpoint of the integrities of the IHTS and fuel rods. To evaluate the integrity of the IHTS based on the consequences of the SWR, the behaviors of the generated high-pressure waves are analyzed at the major positions of a failed IHTS loop using a sodium-water advanced analysis method-II code. The integrity of the fuel rods must be consistently maintained below the safety acceptance criteria to avoid the consequences of the SWR. The integrity of the PHTS is evaluated using the multidimensional analysis of reactor safety-liquid metal reactor code to model the whole plant.