• 한국가스학회지
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• 제21권5호
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• pp.64-69
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• 2017

한국은 세계 2위의 LNG 수입국이고 2017년 기준 약 70기의 LNG 저장탱크가 상업운전 중에 있다. LNG산업의 핵심설비인 LNG 저장탱크는 1986년 상업운전 이후 설계보증 연한인 30년이 경과 되면서 도시가스사업법 개정을 통해 2014년부터 정밀안전진단을 수행하고 있다. 정밀안전진단 시 LNG 저장탱크의 외조 콘크리트에 대해서 상태평가를 할 수 있는 기준이 부재한 상태이다. LNG 저장탱크의 구조적 특성과 기존 토목구조물 상태평가 기준 분석을 통해 저장탱크의 대표부재에 대한 상태평가기준을 개발하였다. 개발된 객관적 상태평가기준은 LNG 저장탱크의 안전성 및 신뢰성을 향상시키고 보수기준을 제시할 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권3호
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• pp.229-238
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• 2007

본 논문에서는 고준위폐기물 처분용기를 지하 심지층에 처분하기 위하여 요구되는 구조설계 요구조건과 구조안전성 평가 기준을 도출하였다. 고준위폐기물은 높은 열과 많은 방사능을 방출하기 때문에 고준위폐기물을 넣어 보관하는 처분용기는 그 취급에 많은 주의가 요구된다. 이를 위하여 고준위폐기물 처분용기는 장기간(보통 10,000년 동안) 안전한 장소에 보관되어야 한다. 보통 이 보관 장소는 지하 500m에 위치한다. 지하 깊은 화강암에 고준위폐기물을 보관하도록 설계되는 처분용기는 내부주철삽입물과 이를 감싸고 있는 부식에 강한 와곽쉘, 위 덮개와 아래 덮개로 구성되는 구조로 되어 있으며 지하수압과 벤토나이트 버퍼의 팽윤압을 받는다. 따라서 고준위폐기물 처분용기는 심지층에 보관 시 이들 외력들을 견디도록 설계되어야 한다. 만약에 발생 가능한 모든 하중조합을 고려한 처분용기 설계가 되지 않으면 심지층에 위험한 고준위폐기물 처분 시에 처분용기에 소성변형이나 크랙 또 좌굴같은 구조적 결함이 발생할 수 있다. 따라서 심지층에 처분용기를 처분 시에 처분용기에 발생하는 구조적 문제들이 발생하지 않게 하기 위하여 여러 가지 구조해석이 수행되어야 한다. 이러한 구조해석 수행에 앞서 처분용기 설계 타당성을 평가하기 위한 기준이 필요하다. 또한 평가기준에 영향을 미치는 설계요구조건(설계변수)이 명확히 검토되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기의 구조설계 요구조건(설계변수)과 구조 안전성 평가기준을 도출하고자 한다.

• Interaction and multiscale mechanics
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• 제3권4호
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• pp.405-414
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• 2010

The performance of full-scale steel and composite bridge safety barriers under vehicle crash is evaluated by using the nonlinear explicit finite element code LS-DYNA. Two types of vehicles used in this study are passenger car and truck, and the performance criteria considered include structural strength and deformation, occupant protection, and post-crash vehicle behavior. It can be concluded that the composite safety barrier satisfies all performance criteria of vehicle crash. Although the steel safety barrier satisfies the performance criteria of occupant protection and post-crash vehicle behavior, it fails to satisfy the performance criterion of deformation. In all performance evaluations, the composite safety barrier exhibits a superior performance in comparing with the steel safety barrier.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제5권4호
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• pp.205-213
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• 2001

The condition assessment of bridges is one of the important procedures in the safety evaluation of the structures. The current inspection guideline is rather ambiguous and vague so that the inspection results based on the existing guidelines are highly subjective and varing from person to person and even day to day for a given person. It is therefore, necessary to improve the current inspection criteria in order to provide consistent results in safety assessment. To circumvent possible inconsistencies in inspection and rating of bridge components, the revised criteria have been proposed in this study. The proposed guideline and criteria may be efficiently used for the realistic and consistent assessment of bridge structures.

• 한국생산제조학회지
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• 제25권3호
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• pp.189-197
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• 2016

Green vehicles include electric vehicles, natural gas vehicles, and fuel cell vehicles (FCVs). In FCVs, pressure vessels have cylinder valves to control hydrogen flow. These valves should be of high quality in terms of safety because hydrogen is stored at ultra-high pressure in pressure vessels. Hence, safety evaluation of these valves is necessary to secure the safety of the FCV. A structural analysis of the cylinder valve was conducted in this study by using a commercial finite element analysis code. The results showed that the safety factor of valve component ranged 1.06-186.44. After categorizing, the stress components at critical points of the cylinder valve parts were evaluated using the corresponding allowable design criteria in the ASME code. The pressurization cycle test was performed as per the regulation to evaluate the safety of the valve.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3677-3691
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• 2023

Since containment building is the major shielding structure to ensure safety of nuclear power plant, the structural behavior and ultimate pressure capacity of containments must be studied in depth. This paper addresses ambiguous issue of determining free-field position for liner failure by suggesting an expanded free-field region and comparing internal pressure capacities obtained by test data, conservative assumption and suggested free-field region. For this purpose, a practical approach to determine the free-field position for the evaluation of liner tearing is carried out. The maximum principal strain histories versus internal pressure capacities among different free-field positions at various azimuths and elevations are compared with those at the equipment hatch as a conservative assumption. The comparison shows that there are considerable differences in the internal pressure capacity at liner failure within the expanded free-field region compared to the vicinity of the equipment hatch. Additionally, this study proposes an approximate correlation with conservative factors by considering the expanded free-field ranges and material characteristics to determine realistic failure criteria for liner. The applicability of the proposed correlation is demonstrated by comparing the internal pressure capacities of full-scale containment buildings following liner failure criteria according to RG 1.216 and an approximate correlation.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제25권3호
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• pp.85-91
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• 2021

건축시설물 중 제1종 시설물과 제2종 시설물은 유지관리를 위해 정기적으로 정밀안전점검과 정밀안전진단을 실시한다. 건축물의 점검 및 진단을 실시하는 경우 상태평가, 기울기 및 침하, 안전성평가를 종합하여 건축물의 등급이 결정된다. 그리고 평가등급은 점검 및 진단의 주기를 결정한다. 평가 등급이 좋지 않다면 점검 및 진단 주기는 짧아지고, 이로 인한 유지관리 비용은 증가하게 된다. 따라서 건축물을 평가하는 방법은 명확하여야 한다. 상태평가는 부재단위 평가, 층단위 평가, 종합 평가로 이루어진다. 이 중 부재단위 평가는 현장조사와 시험 결과를 통해 등급을 판정한다. 본 연구에서는 상태평가의 첫 번째 단계인 부재단위 평가에 대해 평가방법과 평가기준을 분석하여 개선점을 도출하였으며, 이를 개선하여 현재 부재의 상태점수를 반영할 수 있는 함수식을 제시하였다.

• Coupled systems mechanics
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• 제2권1호
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• pp.85-110
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• 2013

Generally, mass concrete structural behavior is governed by the strain components. However, relevant guidelines in dam engineering evaluate the structural behavior of concrete dams using stress-based criteria. In the present study, strain-based criteria are proposed for the first time in a professional manner and their applicability in seismic failure evaluation of an arch dam are investigated. Numerical model of the dam is provided using NSAD-DRI finite element code and the foundation is modeled to be massed using infinite elements at its far-end boundaries. The coupled dam-reservoir-foundation system is solved in Lagrangian-Eulerian domain using Newmark-${\beta}$ time integration method. Seismic performance of the dam is investigated using parameters such as the demand-capacity ratio, the cumulative inelastic duration and the extension of the overstressed/overstrained areas. Real crack profile of the dam based on the damage mechanics approach is compared with those obtained from stress-based and strain-based approaches. It is found that using stress-based criteria leads to conservative results for arch action while seismic safety evaluation using the proposed strain-based criteria leads to conservative cantilever action.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.218-227
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• 2016

Background: Steam explosions may occur in nuclear power plants by molten fuel-coolant interactions when the external reactor vessel cooling strategy fails. Since this phenomenon can threaten structural barriers as well as major components, extensive integrity assessment research is necessary to ensure their safety. Method: In this study, the influence of yield criteria was investigated to predict the failure of a reactor cavity under a typical postulated condition through detailed parametric finite element analyses. Further analyses using a geometrically simplified equivalent model with homogeneous concrete properties were also performed to examine its effectiveness as an alternative to the detailed reinforcement concrete model. Results: By comparing finite element analysis results such as cracking, crushing, stresses, and displacements, the Willam-Warnke model was derived for practical use, and failure criteria applicable to the reactor cavity under the severe accident condition were discussed. Conclusion: It was proved that the reactor cavity sustained its intended function as a barrier to avoid release of radioactive materials, irrespective of the different yield criteria that were adopted. In addition, from a conservative viewpoint, it seems possible to employ the simplified equivalent model to determine the damage extent and weakest points during the preliminary evaluation stage.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제20권1호
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• pp.95-103
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• 2016

대다수의 흙막이 공사 계측현장에서 적용하고 있는 절대치 관리방법은 관리기준치와 계측결과를 절대 비교함으로서 공사현장의 안전성을 평가하는 기법이다. 따라서, 안전성 평가의 판단기준이 되는 관리기준치는 평가결과에 직접적으로 영향을 미치게 된다. 즉 아무리 최적의 계측시스템이 적용된 현장이라고 하더라도 관리기준치가 타당하지 않으면, 공사현장의 안전성을 정확히 판단할 수 없으므로 관리기준치의 선정은 매우 중요하다. 그러나 실질적으로 현장 기술자 등은 기존 절대치관리기준치에 대한 신뢰성이 매우 낮으며 관리기준치의 수정보완의 필요성을 인식하고 있다. 이에 본 연구에서는 계측관리기준치의 수정보완 필요성에 대한 조사결과를 바탕으로 하여 흙막이 구조물의 거동 중 가장 기본이 되며 중요한 흙막이 벽체의 변위에 대한 계측결과를 토대로 확률론적 이론에 의해 관리기준치를 보다 적절하게 설정하여 적용하는 연구를 수행하였다. 본 연구에서는 계측관리기법 중 시공 전에 설정된 관리기준치와 시공 시 측정된 설측치를 비교 검토하여 그 시점에서 공사의 안전성을 확인하는 방법인 절대치관리방법을 적용하여 관리기준치를 수정하였다.