• 한국해양공학회:학술대회논문집
• /
• 한국해양공학회 2004년도 학술대회지
• /
• pp.337-341
• /
• 2004

Engineering ceramics have superior heat resistance, corrosion resistance, and wear resistance. Consequently, these art significant candidates for hot-section structural components of heat engine and the inner containment of nuclear fusion reactor. Besides, some of them have the ability to heal cracks and great benefit can be anticipated with great benefit the structural engineering field. Especially, law fracture toughness of ceramics supplement with self-healing ability. In the present study, we have been noticed some practically important points for the healing behavior of silicon nitride, alumina, mullite with SiC particle and whisker. The presence of silicon carbide (SiC) in ceramic compound is very important for crack-healing behavior. However, self-healing of SiC has not been investigated well in detail yet. In this study, commercial SiC was selected as sample, which can be anticipated in the excellent crack healing ability. The specimens were produced three-point bending specimen with a critical semi-circular crack of which size that is about $50-700{\mu}m$. Three-point bending test and static fatigue test were performed cracked and healed SiC specimens. A monotonic bending load was applied to cracked specimens by three-point loading at different temperature. The purpose of this paper is to report Strength Properties and Elastic Waves Characteristics of Silicon Carbide with Crack Healing Ability.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제26권2호
• /
• pp.131-138
• /
• 2013

면진장치는 상부구조물의 지진력을 감소시키는데 크게 기여하지만, 고감쇠고무 적층받침에 사용되는 고무재료는 시간이 경과함에 따라 열화되어 상부구조물의 동특성과 기기들의 지진응답에 영향을 줄 수 있다. 따라서 면진장치의 경년열화를 고려한 구조물의 지진응답을 분석하는 연구가 필요하다. 본 연구에서는 기존 문헌을 통하여 분석된 고무의 경년열화 특성을 사용하여 면진장치를 모델링하였다. 면진된 원전의 지진응답을 평가하기 위하여 격납건물과 보조건물을 대상 구조물로 선정하고, 진동수 성분이 다양한 입력지진동을 사용하여 구조물의 고유진동수, 최대지진응답, 층응답스펙트럼을 시간의 경과에 따라 분석하였다. 해석결과에 의하면 면진장치의 경년열화에 의하여 지진응답이 소폭 증가하였으며, 면진장치가 설치된 후 20년까지 지진응답의 증가율이 크게 나타나므로 이 기간에 상세한 검사가 시행되어야 할 것이다.

• 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.

• 분석과학
• /
• 제14권4호
• /
• pp.1075-1081
• /
• 2001

기기중성자방사화 분석법은 핵 분석기술의 대표적인 방법으로 비파괴-동시 다원소분석의 장점과 함께 절대측정값에 의해 정량 할 수 있다는 특징을 갖고 있다. 최근에는 정확도와 편의성을 만족할 수 있는 $k_0$-정량법을 사용한 기기중성자방사화 분석법이 세계적으로 일반화되고 있다. 본 연구에서는 $k_0$-법의 적용을 위하여 이 방법의 전체적인 개념의 소개와 함께 $k_0$-파라미터를 측정하고자 하였다. 이를 위하여 $k_0$-법의 개념이해와 정량에 필요한 인자들의 정의 및 파라미터인 $Q_0$(${\alpha}$)와 f 값을 결정하기 위한 수식과 실험적 측정방법 등을 요약하였고 중성자조사공에 따라 특성 값을 갖는 ${\alpha}$와 f 값을 하나로 연구용원자로의 방사화분석용 조사공(NAA#1)에서 측정하여 $k_0$-법의 도입을 위한 기반을 마련하였다.

• 한국가시화정보학회지
• /
• 제15권3호
• /
• pp.20-26
• /
• 2017

The two-fluid equations are widely used to simulate two-phase flows in a nuclear reactor. For the two-fluid momentum equation, the wall and interfacial drag terms play an important role in predicting a two-phase flow behavior. Since the bubble density is much smaller than the water density, the bubble accelerates faster than the liquid in a nozzle. As a result, the bubble phase becomes faster than the liquid phase in the nozzle. In contrast, the opposite phenomena occur in the diffuser. The purpose of our study is to experimentally show these behaviors in an area-varying channel such as nozzle and diffuser. Experiments were made of turbulent bubbly flows in an area-varying horizontal channel. The velocities of the bubble and liquid phases were measured by the PIV technique. It was shown that the two-phase velocities were no longer close to each other in the area-varying regions. The bubble was faster than the liquid in the nozzle; in contrast, the bubble was slower than the liquid in the diffuser. Code simulations were also performed using the MARS code. By replacing the original wall drag model in the MARS code with Kim (1)'s wall drag partition model, we obtained the simulation results being consistent with experimental observations.

• 한국전산유체공학회지
• /
• 제10권3호
• /
• pp.9-18
• /
• 2005

During a hypothetical severe accident in a nuclear power plant (NPP), hydrogen is generated by the active reaction of fuel-cladding and steam in the reactor pressure vessel and released with steam into the containment. In order to mitigate hydrogen hazards possibly occurred in the NPP containment, hydrogen mitigation system (HMS) is usually adopted. The design of the next generation NPP (APR1400) designed in Korea specifies 26 passive autocatalytic recombiners and 10 igniters installed in the containment for the hydrogen mitigation. in this study, the analysis of the hydrogen and steam behavior during a total lose of feed water (TLOFW) accident in the APR1400 containment has been conducted by using the CFD code GASFLOW. During the accident, a huge amount of hot water, steam, and hydrogen is released in the in-containment refueling water storage tank (IRWST). The current design of the APR1400 includes flap-type dampers at the IRWST vents which are operated depending on the pressure difference between inside and outside of the IRWST. it was found that the flaps strongly affects the flow structure of the steam and hydrogen in the containment. The possibilities of a flame acceleration and transition from deflagration to detonation (DDT) were evaluated by using Sigma-Lambda criteria. Numerical results indicate the DDT possibility could be heavily reduced in the IRWST compartment when the flaps are installed.

• 대한토목학회논문집
• /
• 제32권5A호
• /
• pp.289-297
• /
• 2012

본 연구는 부착식 PSC 텐던의 응력파 속도를 계측하여 텐던에 도입된 긴장응력을 추정 할 수 있는 실험식을 제안한다. 실용적 실험식의 도출을 위하여 도입 긴장력이 다른 다수의 PSC시험체가 제작되었으며, 다양한 조건에서 종진동 실험이 반복 수행되었다. 도입 응력과 응력파 속도 사이의 관계에 영향을 미칠 수 있는 온도, 길이 및 텐던의 개수 등이 영향인자로 고려되었으며, 상사의 법칙을 적용하여 무차원 실험식이 도출 되었다. 제안 기법의 현장 적용성 검증은 실제 발전소 격납건물에 설치된 수직텐던에 대하여 수행되었다. 제안식을 이용하여 추정된 긴장응력은 텐던의 설계응력과 유사하다.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제34권1호
• /
• pp.103-110
• /
• 2010

본 연구에서는 프랑스의 RCC-MR A16 절차에 기초하여 Mod.9Cr-1Mo 강(ASME Grade 91) 구조의 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 확장 개발하였다. 현재의 A16 지침은 오스테나이트 스테인리스강에 대해서만 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 제시하고 있지만, 현재 초초임계(USC) 화력발전소는 물론 미래형 원자로 시스템의 구조재료로서 폭넓게 채택되고 있는 Mod.9Cr-1Mo 강에 대한 지침은 제시하지 않고 있다. 본 연구에서는 FMS(페리틱-마르텐사이트강)에 대한 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 제시하고 있고, 구조물에 대한 크리프-피로 균열 거동 평가를 수행하였다. 평가결과는 구조시험을 수행한 결과 얻은 관찰 이미지와 비교하였다.

• 정보과학회 컴퓨팅의 실제 논문지
• /
• 제22권3호
• /
• pp.145-150
• /
• 2016

프로그램 내에서 오류의 정확한 위치를 찾아내는 것은 많은 시간과 노력을 필요로 하는 작업이다. 이러한 문제를 해결하기 위하여 프로그램의 제어 흐름을 이용한 자동화된 오류 위치 추정 기법이 오랫동안 연구되어 왔으나, 데이터 흐름 기반 언어로 작성된 프로그램에 대해서는 적용될 수 없다는 한계가 있다. 최근 개발된 뮤테이션(mutation) 기반 오류 위치 추정 기법의 경우 프로그램의 제어 흐름 대신 뮤턴트(mutant)라 불리는 인공 오류를 활용하기 때문에 데이터 흐름 기반 언어로 구현된 프로그램에 대해서도 활용될 수 있을 것으로 기대되나, 오류 위치 추정 효과성에 대한 연구는 이루어지지 않았다. 본 연구는 데이터 흐름 기반 언어인 Function Block Diagram (FBD)로 구현된 프로그램을 대상으로 뮤테이션 기반 오류 위치 추정 기법이 실제 오류의 위치를 얼마나 정확하게 추정할 수 있는지에 대한 사례 연구를 수행한다. 실제 원자로 보호 시스템 대상 초기 버전에 사용되었던 FBD 프로그램에서 발견된 오류들을 수집하고, 각 오류별 위치 추정의 효과성을 분석한다.

• 대한기계학회논문집
• /
• 제19권1호
• /
• pp.79-86
• /
• 1995

The structural materials for cryogenic technology have been recently developed to support the many modern large-scale application from superconducting magnets for nuclear fusion reactor, magnetic levitation railway to LNG tankers. However it is pointed out that quenching phenomenon is one of the serious problems for the integrity of these applications, which is mainly attributed to the rapid temperature rising in the material due to some extrinsic factors of structures. From the viewpoint of fracture mechanics, it is therefore very important to clarify the mechanism of temperature rising of structural material due to cyclic loading at cryogenic temperature. From this purpose, fatigue test was carried out for high manganese steel at liquid helium temperature(4.2K) using triangular stress waveform to identify both the mechanism of temperature rising near crack tip and the effect of loading stress waveform on temperature rising near crack tip and the effect of loading stress waveforms on temperature rising. As the results, two types of temperature rising, that is, regular and burst types were observed. And a periodical temperature rising corresponding to the stress waveforms was also found. The peaks of the temperature rising were recorded near both the maximum and the minimum values of the applied stress. The sudden temperature rises, which indicated the higher values than those of periodical temperature rises under the repetition of stress, were observed at the final region of crack growth. It was shown that the peak values of the temperature rising increased with stress intensity factor range.