• 비파괴검사학회지
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• 제24권2호
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• pp.164-170
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• 2004

중수로 내부구조물 중 칼란드리아관(CT)와 액체주입노즐관(LIN)은 서로 수평으로 90도 교차되게 배열되어 있으며 원자로 내의 열, 방사선, 하중에 의해 creep 현상이 발생되어 처짐이 일어난다. 칼란드리아관은 액체주입노즐관과 동일 재료이나 운전 온도와 방사선 조사량으로 인해 액체주입노즐관에 비해 상당히 열악한 조건에 노출되어 있으므로 처짐이 심각할 것으로 예상된다. 만약 두 관의 접촉이 발생되면 원전 안전성에 영향을 미칠 것이므로 인접관에 대한 접촉여부 점검은 중수로 안전현안 중 하나이다. 이러한 접촉여부를 확인하기 위하여 핵연료채널 내부로 탐촉자를 삽입하여 인접관과의 교차점에서 간격을 직접측정하기 위한 방법으로 원거리장 와전류검사 (RFECT) 기술을 적용하였다. 핵연료채널 인접관인 액체주입노즐관 신호 취득시 발생 가능한 잡음 신호(두께변화, Lift-off, 수축)에 대해 체적적분법에 의한 모델링으로 조사하였고, 신호와 잡음과의 분리 가능한 조건을 확인하였다. 원거리장 와전류검사 적정 조건은 민감도와 투과력 그리고 잡음신호 등을 동시에 고려하여 주파수 1kHz와 코일간격 200m로서 결정하였다. 원거리장 와전류검사 실험 결과 칼란드리아관과 액체주입노즐관 사이의 간격 변화에 대한 신호 특성을 전압평면을 이용하여 상관관계를 도출하였다.

• 조명전기설비학회논문지
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• 제22권4호
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• pp.159-165
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• 2008

본 논문에서는 전자기 유한요소 해석을 통하여 배열와전류프로브의 T/R 코일의 와전류탐상 특성을 해석하였다. 신호해석을 위해 사용된 결함은 Notch 결함이며, 결함의 깊이는 관두께를 기준으로 40[%]로 하였으며, 결함의 위치는 관의 내부 및 외부에 있는 것으로 하였다. Transmit 코일을 중심으로 Receive 코일의 위치를 원주방향으로 $0[^{\circ}]$, $30[^{\circ}]$, $60[^{\circ}]$, $90[^{\circ}]$에 위치시키면서 신호해석을 수행하였다. 프로브의 전자기적 특성을 해석하기 위하여 맥스웰 방정식을 이용하여 지배방정식을 유도하였고, 이를 3차원 유한요소법을 이용하여 수치 해석을 수행하였다. 두 종류 결함의 수치해석 비교 결과 내부결함의 신호가 외부결함보다 크게 발생하였고, Transmit 코일에 대한 Receive 코일의 각도 및 위치 변화시 결함신호의 차이를 확인할 수 있었다. ASME 표준 시험편을 이용한 배열와전류 프로브의 와전류탐상 실험신호와 비교결과 유사한 신호를 확인할 수 있었다. 본 논문의 결과는 배열와전류 프로브의 와전류 탐상 신호 평가시 도움이 될 것이다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제22권6호
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• pp.72-80
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• 2018

본 연구는 기계주입 방식으로 간단히 재충전 할 수 있는 TPS 공법을 사용하여 실제 건설현장에 적용한 후 콘크리트 균열에 미치는 영향을 알아보고자 하였는데, 그 결과를 요약하면 다음과 같다. 먼저, 초음파 속도의 경우 TPS 공법을 사용하였을 시 주사기 공법에 비해 평균 약 36 mm/sec로 초음파가 빠른 속도로 통과하는 것을 알 수 있었고, 주입깊이의 경우 주사기 공법에서는 부분 충전되는 것을 확인하였으나 TPS 공법의 경우 강한 주입 압력으로 모든 배합에서 보수재가 100% 충전되는 우수한 경향을 나타내었다. 또한, 압축강도의 경우는 TPS 공법 사용 시 평균 16.8 % 증가하는 것으로 나타나 구조적으로 우수한 것으로 나타났다. 이상을 종합하면 주사기 공법에 비해 TPS 공법을 사용하였을 시 균열부위에 주입재가 밀실하게 충전되어 강도 증진으로 인한 품질 향상 및 확인창 설치로 인한 균열보수제의 거동이 확인 가능하다. 또한, TPS 공법 시공구간 532 m에 대하여 약 5일의 공사 기간이 단축됨에 따라 시공성이 우수하여 콘크리트 구조물에 균열 보수공법으로 사용성이 확대될 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권5호
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• pp.1083-1095
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• 2016

The design of Prototype Gen-IV Sodium-Cooled Fast Reactor (PGSFR) has been developed and the validation and verification (V&V) activities to demonstrate the system performance and safety are in progress. In this paper, the current status of test activities is described briefly and significant results are discussed. The large-scale sodium thermal-hydraulic test program, Sodium Test Loop for Safety Simulation and Assessment-1 (STELLA-1), produced satisfactory results, which were used for the computer codes V&V, and the performance test results of the model pump in sodiumshowed good agreement with those in water. The second phase of the STELLA program with the integral effect tests facility, STELLA-2, is in the detailed design stage of the design process. The sodium thermal-hydraulic experiment loop for finned-tube sodium-to-air heat exchanger performance test, the intermediate heat exchanger test facility, and the test facility for the reactor flow distribution are underway. Flow characteristics test in subchannels of a wire-wrapped rod bundle has been carried out for safety analysis in the core and the dynamic characteristic test of upper internal structure has been performed for the seismic analysis model for the PGSFR. The performance tests for control rod assemblies (CRAs) have been conducted for control rod drive mechanism driving parts and drop tests of the CRA under scram condition were performed. Finally, three types of inspection sensors under development for the safe operation of the PGSFR were explained with significant results.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제6권2호
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• pp.20-27
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• 2010

In order to prevent the corrosion of component contacted primary water designed alloy 600 material in the nuclear power plant. But the primary water stress corrosion cracking(PWSCC) of alloy 600 and weld area occurs continuously due to the residual stress. The leakage accident resulted from PWSCC in the drain nozzle of the steam generator of domestic power plants. Heater sleeves of the pressurizer are welded with alloy 600 weld material and therefore exposed to the primary water environment. PWSCC occurred in heater sleeve material and weld area of many foreign power plants. The current issue of domestic nuclear power plants are consequently concentrated to PWSCC of similar material. In order to improve the detection and the sizing of the PWSCC in the welding sleeve of the pressurizer, the automatic UT system and multi-directions probe sets have been developed. The experimental studies have been performed using the mock-up block containing artificial reflectors(ID connected EDM notch) and semi-artificial cracks made from thermal fatigue. The automatic UT System is applied in the detection and the length sizing of the ID/OD on the tube and the J-groove weld area of the artificial reflectors and results of the detection and the sizing are compared respectively. Also, the developed automatic UT system is successfully accomplished to inspect the heater sleeve and the J-groove weld area on the pressurizer for the detection of PWSCC.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제20권1호
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• pp.72-84
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• 2016

종래 브레이스시스템은 횡력저항 및 층변위제어에 효율적이며 골조물량 감소에 따른 경제성이 향상되어 일반적인 강구조 횡력저항시스템으로 적용되고 있다. 그러나 압축측에서 항복응력에 도달하기 전 가새의 좌굴이 발생하여 충분한 내력을 발휘하지 못하고, 내력열화형의 이력거동으로 불안정상태가 된다. 좌굴에 의한 내력저하 개선시스템으로 중심재를 구속하여 좌굴방지가 가능한 비좌굴가새는 심재의 항복 이후에도 안정적인 이력특성을 나타내어 종래 브레이스에 비하여 에너지흡수능력이 우수하다. 최근 10년간 미국, 일본 및 대만에서 매우 다양한 형상의 비좌굴가새가 제안되었으나, 기존의 실험연구에서는 그 형상이 매우 제한적인 경향을 보이고 있다. 본 연구에서는 조립형 Precast RC 보강재를 가지는 비좌굴가새를 제작하고 이력특성을 평가하기 위한 부재실험을 수행하였다. 또한 실험결과를 AISC(2005)의 요구조항과 비교하였다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제24권4호
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• pp.81-90
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• 2020

기존 비보강 조적벽체의 내진 성능과 에너지 효율을 동시에 보강하기 위한 TCP 보강 공법을 개발하였다. TCP는 경량 모르타르 내 격자형 탄소섬유 시트와 모세관 튜브를 매립하여 일체로 타설한 패널로 조적벽체에 부착하여 탄소섬유 시트에 의한 내진보강과 모세관 튜브에 온수를 공급함으로써난방 또는 단열 등의 에너지 보강을 동시에 달성할수 있는 보강 공법이다. 본 연구에서는 TCP의 내진 보강 효과를 파악하기 위하여 TCP 보강 유무에 따른 조적 벽체를 대상으로 정적가력실험을 실시하였다. 실험 결과, TCP 보강에 의해 최대 강도 및 변위가 약 1.4배증가하였으며, 초기 강성과 에너지 흡수능력에 효과가 있음을 보였다. 또한, 손상에 따른 조적 벽체의 변형이 제어됨에 따라 취성 파괴를 예방할수 있을 것으로 판단된다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제10권1호
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• pp.149-156
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• 2006

강관은 그 효용성, 디자인적인 심미성, 그리고 건축 기술의 발전으로 건설시장에서 주요 부재로 널리 사용되고 있다. 그러나 많은 불확실성과 다양한 변수들을 다루는 강관 접합부 상용 프로그램이 확고하게 정착되어 있지는 않다. 본 연구에서는 정성분석 프로그램이 소개되어 있으며 그 분석 결과는 2차원적인 영역으로 결과를 제시해 주고 있기 때문에 많은 경험과 지식이 없는 엔지니어들에게 유용한 자료가 될 것으로 사료된다. 실제로 비렌딜 트러스 설계 예제를 통해 캐나다와 국내 규준, 이론해석 결과와의 비교, 그리고 정성분석 프로그램의 예비 설계 적용 가능성을 확인하였다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제13권2호통권54호
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• pp.223-230
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• 2009

본 연구는 다양한 직경-두께비와 콘크리트 강도를 고려한 콘크리트 충전강관의 휨 거동을 다루었다. 유한 요소 해석을 위하여 상용 프로그램 LUSAS를 사용하였으며, 충전 강관의 콘크리트와 강 사이의 부착면의 상세거동을 고려하기 위하여 조인트 요소를 적용하였다. 또한, 콘크리트와 강관의 비선형성을 고려하기 위하여 소성영역에서 증가된 응력을 사용한 콘크리트와 강의 응력-변형률 곡선을 사용하였다. 제안된 방법으로 구한 수치해석 결과는 등분포하중을 받는 강관의 하중-변위 곡선에 대한 실제 실험 결과와 잘 일치하였다. 몇 가지 매개변수 연구는 서로 다른 직경-두께비와 콘크리트 강도에 대하여 휨 영향을 받는 콘크리트 충전강관의 구조적 특성에 초점을 두었다.

• Journal of Welding and Joining
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• 제33권4호
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• pp.30-36
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• 2015

Austenite stainless steel(SA213-TP347H) has widely been used for the superheater & reheater tube in USC(ultra-supercritica) coal boiler because of its high creep rupture strength and anti-oxidation. But recently, the short-term failures have happened frequently in heat affected zone for only 4,000~15,000hours of service. Many investigations have been conducted to understand the failure mechanism. The root cause of failure was comfirmed to "strain induce participation hardening crack" or "reheat cracking". This mechanism often occurred due to weld residual stress and precipitation of the Cr, Nb carbides in the stabilized stainless steel such as TP347H. This paper presents an analysis of failure tube and effect of the sample tubes that conducting stabilizing heat treatment in site after 11,380hours & 16,961hours of service. Visual inspection was performed. In addition, microscopic characteristics was identified by O.M, SEM, and hardness test was carried out to find out the heat treatment effects. Failures seem to happen because of being not conducted stabilizing heat treatment in site. And another cause is inadequate weld parameter such as pass, ampere, voltage, inter-pass temperature. Thus, this paper has the purpose to describe that how to prevent similar failures in those weld-joints.