• 한국철도학회:학술대회논문집
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• 한국철도학회 2007년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.1517-1522
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• 2007

Bogie frame of the electric car is an important structural member for the support of vehicle loading. In general, more than 25 years' durability is necessary. A lot of study has been carried out for the prediction of the structural integrity of the bogie frame in experimental and theoretical domains. The objective of this paper is to estimate the structural integrity of the bogie frame of an electric car, which is under the running test. F.E. analysis of bogie frame was performed to find locations for attaching strain gage and to estimate static stress. Dynamic stress were measured by using strain gage in order to evaluate the structural integrity of the bogie frame.

• 한국기계가공학회지
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• 제18권5호
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• pp.53-59
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• 2019

Continuous ship unloaders (CSUs) are used for the uninterrupted transport of material in processing industries, power plants, and harbors in accordance with the stream rate of the material. This study analyzed the structural integrity and fatigue life of a CSU structure using finite element structural analysis in ANSYS APDL software. The stress varied greatly depending on the luffing angle and the slew angle of the boom conveyor. The structural integrity of the CSU girder was evaluated by applying ASME BPVC Section VIII Division 2. The fatigue cycle at the angle with the greatest stress difference was calculated. The fatigue cycle was calculated by applying the JIS B 8821:2013 fatigue curve. It was confirmed that the fatigue cycle of the CSU satisfies the allowable fatigue of 200,000 cycles.

• 한국항공우주학회지
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• 제37권8호
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• pp.780-788
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• 2009

복합재 날개 구조물에 대한 구조 건전성 및 손상을 평가하기 위하여 정적 구조강도시험에 음향방출(AE)법이 응용되었다. 시험중 스트레인과 변위측정기법을 통하여 정적구조강도를 확인하였고, 음향방출요소 분석과 위치표정기법을 통하여 구조물의 내부 손상을 평가하고 손상위치를 찾을 수 있었다. 시험은 설계제한하중시험, 2차에 걸친 설계극한 하중시험, 파단시험이 수행되었다. 주요한 AE신호는 front lug근처의 표면에 부착된 센서에 의하여 감지되었다. 특히 1차 설계극한하중시험에서 스트레인 및 변위결과는 내부 손상을 보이지 않았으나 AE신호는 내부 손상이 이미 형성된 현상을 나타내었다. 파단시험에서는 AE활성도가 매우 활발하였고, 스트레인 및 변위의 결과는 심한 손상에 의하여 하중경로가 바뀌는 경향을 나타내었다. 음향방출법을 적용하여 정적 구조시험이 진행되는 동안 내부손상이 발생되는 하중과 위치를 정확하게 평가할 수 있었다. 본 연구로부터 음향방출법은 정적 구조강도시험에 있어 내부 손상을 평가하는데 유용한 기법임이 확인되었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권9호
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• pp.1047-1052
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• 2012

가압경수로형 원전의 Alloy 600 원자로압력용기헤드 관통노즐 및 Alloy 82/182 이종금속 맞대기 용접부에서 일차수응력부식균열(PWSCC)이 보고된 이후 전 세계적으로 PWSCC에 의한 용접부 파단을 예방하기 위해 강화검사를 적용하고 있다. 본 이종금속용접부에 대한 가동중검사에서 균열이 발견된 경우 건전성평가 결과가 도출되기까지 발전소가 정지 상태에 있게 됨에 따라 원전 이용율 저하가 발생할 수 있는데, 이를 예방하기 위해서는 균열건전성평가 관련 기술의 정립뿐만 아니라 신속하게 평가 결과를 도출할 수 있는 시스템의 구축이 필요하다. 본 연구에서는 이종금속 맞대기 용접부를 대상으로 진행하고 있는 PWSCC 균열건전성평가 기준 정립 및 전산 시스템 개발 결과를 제시하였다. 본 연구를 통해 이종금속 맞대기 용접부 PWSCC 균열건전성평가 기술이 정립되고 전산 시스템으로 구현되어 원자로압력용기 주변 이종금속 맞대기 용접부에서의 PWSCC 균열에 대한 기술적 건전성평가 수단을 확보하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제27권3호
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• pp.191-198
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• 2014

본 논문에서는 노심용융사고 시 관통노즐이 제거된 원자로용기 하부헤드의 구조 건전성 평가를 수행하였다. 열응력, 노심용융물의 질량 그리고 내압조건의 해석결과를 고려할 때, 하부헤드의 열응력에 의한 영향이 가장 크게 나타났다. 손상 가능성은 파손기준에 따라 평가하였으며, 등가소성변형률이 임계변형률 파손기준보다 낮은 수준으로 평가되었다. 열-구조물 연성해석 결과 하부헤드의 두께 중간층에서 항복강도보다 낮은 응력이 발생한 탄성영역 구간을 확인하였다. 내압이 커지면서 탄성영역 범위가 점차 좁아지면서 탄성영역이 내벽으로 이동하는 결과를 확인하였고, 노심용융사고 시 구조적 건전성을 만족하는 것으로 평가되었다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제29권4호
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• pp.347-354
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• 2016

가스 터빈은 기동 및 정지 횟수가 많기 때문에 열피로나 취화 현상으로 인한 가스터빈 케이싱의 균열 또는 케이싱의 플랜지면에서 고온고압 가스의 누설이 발생할 가능성이 높다. 따라서 가스터빈 케이싱의 구조안전성 및 플랜지면에서의 누설평가는 반드시 수행되어야 하는 부분이다. 본 논문에서는 유한요소해석을 바탕으로 터빈 케이싱의 ASME B&PVC VIII-2 구조안전성 평가 및 접촉압력을 통한 누설 평가 그리고 볼트의 구조안전성 평가를 진행하였다. 또한 가스터빈 케이싱의 유한요소모델링 및 해석/평가 방법을 제안하여 가스터빈 개발에 활용할 수 있게 하였다.

• Structural Monitoring and Maintenance
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• 제6권3호
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• pp.255-268
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• 2019

Civil infrastructures, such as bridges and tunnels are most important assets and their failure during service will have significant economic and social impact in any country. Behavior of a bridge can be evaluated only through actual monitoring/measurements of bridge members under the loads of interest. Theoretical analysis alone is not a good predictor of the ability of a bridge. In some cases, theoretical analyses can give less effect than actual since theoretical analyses do not consider the actual condition of the bridge, support conditions, level of corrosion and damage in members and connections etc. Hence actual measurements of bridge response should be considered in making decisions on structural integrity, especially in cases of high value bridges (large spans and major crossings). This paper describes in detail the experimental investigations carried out on an open web type steel railway bridge. Strain gages and displacement transducers were installed at critical locations and responses were measured during passage of locomotives. Stresses were evaluated and extrapolated to maximum design loading. The responses measured from the bridge were within the permissible limits. The methodology adopted shall be used for assessing the structural integrity of the bridge for the design loads.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 춘계학술논문요약집
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• pp.155-156
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• 2017

In this study, the structural integrity of the spent nuclear fuel assemblies was evaluated by carrying out a 0.3 m drop impact analysis, one of the normal transportation conditions of the nuclear fuel assemblies. For this purpose, the spent nuclear fuel assembly was modeled in detail as beam elements, and a coupled model for impact analysis was developed by inserting the modeled nuclear fuel assemblies into a cask.

• 한국소성가공학회:학술대회논문집
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• 한국소성가공학회 2008년도 추계학술대회 논문집
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• pp.190-193
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• 2008

Thick pipes which have large thickness have been used in fields of ocean and industrial plants, and for oil pipelines, water pipes and pipe arrangement. In manufacture of the pipes, roll bending process has been used mostly. However, studies on the pipe forming processes using brake press have been performed in recent days. Normally, the brake press has high aspect ratio, so analysis of structural integrity should be conducted. In this study, the evaluation of structural integrity of the brake bending press was carried out for thick pipe forming process.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.107-114
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• 2016

Four cylindrically shaped IHXs(Intermediate Heat Exchangers) are installed in the PHTS(Primary Heat Transfer System) of the PGSFR(Prototype Gen IV Sodium cooled Fast Reactor). As for the IHX, the temperature difference of structure is inevitable result caused by heat transfer between primary coolant sodium and IHTS(Intermediate Heat Transport System) sodium. It is necessary to evaluate the high temperature structural integrity of IHXs which operate at the elevated temperature condition over the creep temperature. In this paper, the high temperature structural integrity of IHX under assumed loading conditions has been reviewed according to ASME code.