배관계를 지지하는 목적으로 자주 사용되는 일체형 용접부착물은 응력집중효과로 인한 국부응력을 유발시켜 종종배관의 파손을 일으키기 때문에 사용에 각별한 주의를 요구하고 있다. 국내 원자력 발전소 배관 곡관부에 부착된 원형관의 국부응력 평가는 EPRI TR-107453에 따라 평가하고 있지만, 이의 적용에는 배관과 부착물의 크기에 관한 특정 매개변수 범위의 제한사항이 있다. 이 논문에서는 유한요소해석을 활용하여 모델들의 치수를 기반으로 한 매개변수 연구를 수행하여 기술적 근거를 확립하고 연구 결과에 대한 회귀분석을 통해 확장된 매개변수 범위를 갖는 곡관부에 부착된 원형관 이음부의 이차응력지수 산출 상관관계식을 도출하였다. 본 연구를 통해 개발된 새로운 상관관계식에 대한 검증을 통해 현재 평가기준의 대체 기준으로써 적용할 것을 제안한다.
외부전극 형광램프의 구동에서 과도한 전력을 인가하면, 외부전극 부분의 유리관 표면에 작은 원형의 구멍(핀홀)이 발생하여 램프가 파손된다. 핀홀은 외부전극과 유리관을 유전층으로 하는 캐패시터의 절연파괴이며, 이러한 절연파괴력은 인가되는 전력에 비례한다. 유전상수가 K인 램프에 흐르는 전류가 작을 때, 핀홀이 발생하는 유리관의 절연파괴 전기장의 세기는 약 3K kV/mm,이다. 이러한 절연파괴 전기장의 세기는 램프에 흐르는 전류가 커질수록 작아진다.
익산시 웅포면 입점리 1호분 출토 금동제유물 편들은 1986년 2월 마을 뒷산에서 한 고등학생에 의해 발견매장문화재로 신고되었고, 이에 국립문화재연구소에서 긴급발굴조사를 실시하였다. 금동대륜, 금동입식, 금동관모, 금동식리 등은 신고자에 의해 수습되어 있었다. 또한 발굴조사 당시 석실 내부가 심하게 훼손되어 많은 수의 금동제유물 편들은 정확한 출토위치를 알 수 없어, 지금까지도 금동관의 조합 관계가 확인되지 않고 있다. 중요 유물인 금동관모, 금동식리 등은 보존처리 후 편 접합을 통해 외형적 모습이 복원되었으며, 금속공예기법으로 새긴 봉황문, 물고기 비늘문, 연화문 등의 문양을 관찰할 수 있었다. 본 글에서는 여러 편들로 파손되어 있는 금동제유물 편들에 대한 특징적 요소와 제작기법을 소개하여 복원의 기초적 학술자료로 제공하고, 이 자료를 바탕으로 입점리 금동관의 원형이 복원될 수 있기를 기대한다.
하나의 PWR 핵연료 집합체를 수송할 수 있는 사용후 핵연료 수송용기에 대한 열해석을 수행하였다. 정상 및 화재사고 조건하에서 수송용기에 대한 온도분포는 10CFR Part 71에서 제시한 조건에 맞도록 계산하였다. 붕괴열은 연소도가 45,000 MWD/MTU이고 사용후 핵연료 저장실에서 300일 냉각기간을 가질 KNU 5&6 핵연료 집합체를 고려하였다. 계산결과 화재사고시 dry cavity조건하에서 핵연료 피복관의 최대온도가 455$^{\circ}C$로 계산되었으며, 이 간은 10CFR Part 50.46에 규정된 최대 피복관 제한치 보다 훨씬 낮게 나타났다. 이것은 수송용기의 운반중에 화재사고 조건하에서도 핵연료 피복관의 파손이 일어나지 않는 것으로 설명된다. 그리고 중요 차폐체인 납의 용융도 일어나지 않았다.
상수관망은 중요 사회기반 시설물 중 하나로, 상수관망을 구성하는 수 많은 관을 통해 각 수요지로 물을 공급 및 배분하는 역할을 한다. 수 많은 관들로 구성된 상수관망의 설계는 여러 수리학적 조건을 고려하여 진행되기에 그리 간단한 문제는 아니다. 이에 많은 연구자들이 최적화 기법을 도입하여 상수관망의 설계에 사용을 하고 있다. 본 연구에서는 생애주기 에너지 분석을 통한 최적 관경을 결정하기 위한 모형을 개발하였다. 개발한 모형은 최적 설계를 위해 유전자 알고리즘을 도입하였고, 수리해석을 위해 EPANET2.0을 연동하고 생애주기 동안에 관의 변화를 모의하기 위한 노후도식과 관 파손확률 공식을 적용하였다. 모형은 총 두 곳의 샘플 관망에 적용하였으며, 두 관망에 대한 에너지 기반 최적 설계를 진행하였다. 에너지 최적 관경 조합에 대한 비용을 계산하여 비용 최적 관경 조합과 비교를 하였으며, 이를 통해 에너지 기반 최적 설계가 비용 측면에서도 큰 불이익이 없이 진행될 수 있음을 보였다.
The pressure tube is a major component of the CANDU reactor, which supports nuclear fuel bundle and heavy water coolant. Pressure tubes are installed horizontally inside the reactor and only selected samples are periodically examined during in-service inspection. In this respect, a probabilistic safety assessment method is more appropriate fur the assessment of overall pressure tube safety. The failure behavior of CANDU pressure tubes, however, is governed by delayed hydride cracking which is the major difference from pipings and reactor pressure vessels. Since the delayed hydride cracking has more widely distributed governing parameters, it is impossible to apply a general PFM methodology directly. In this paper, a PFM methodology for the safety assessment of CANDU pressure tubes is introduced by applying Monte Carlo simulation in determining failure probability Initial hydrogen concentration, flaw shape and depth, axial and radial crack growth rate and fracture toughness were considered as probabilistic variables. Parametric study has been done under the base of pressure tube dimension and hydride precipitation temperature in calculating failure probability. Unstable fracture and plastic collapse are used for the failure assessment. The estimated failure probability showed about three-order difference with changing dimensions of pressure tube.
Pilot LNG Tank에서 LNG가 누출되어 화재가 발생할 경우의 정량적 안전성 평가를 고장수목법을 이용하여 4가지 형태의 주요 시나리오를 도출하고 이에 대한 분석을 수행하였다. 첫째 방출관에서 누출할 경우에 특정 Low Flammable Limit(LFL)반경은 형성하지 않았으며, 둘째는 탱크파손으로 인한 LNG 유출이라는 최악의 시나리오 분석을 수행하였고, 그 결과를 살펴보면 총 누출량이 같더라도 시간에 따라 여러 가지 확산범위가 나타남을 확인할 수 있었다. 셋째는 inlet/outlet파이프의 손상으로 인한 누출로 10달과 타분 두 경우에 대해 분석하였으나, 각각의 경우 LFL의 반경은 큰 차이를 보이지 않았다. 따라서, 이와 같은 LNG누출 사고의 경우 초기 방출량의 크기가 확산의 주요 인자임을 알 수 있었다. 넷째는 방류둑에서 LNG배관이 파손될 경우 LFL의 크기를 산출하였다. 한편 복사열 및 불꽃의 크기에 대한 피해결과 분석을 동시에 수행하였다.
In this study, the intrinsic static/dynamic fracture toughness of Al 7175=T74 is evaluated from the apparent static/ dynamic toughness of notched specimen, The critical average stress fracture model is suggested to establish the relationship to predict the intrinsic fracture toughness from the apparent fracture toughness of a notched specimen. The critical average stress fracture model is established using the relation between the notch root radius and the effective distance calculated by finite element analysis. Also, effective distance is applied to estimate the failure criterion for the combustion pipe with notch. It is conclude that the true fracture toughness can be estimated from test results of apparent fracture toughness measured by using a notched specimen. Also, the effective In this study, the intrinsic static/dynamic fracture toughness of Al 7175=T74 is evaluated from the apparent static/ dynamic toughness of notched specimen, The critical average stress fracture model is suggested to establish the relationship to predict the intrinsic fracture toughness from the apparent fracture toughness of a notched specimen. The critical average stress fracture model is established using the relation between the notch root radius and the effective distance calculated by finite element analysis. Also, effective distance is applied to estimate the failure criterion for the combustion pipe with notch. It is conclude that the true fracture toughness can be estimated from test results of apparent fracture toughness measured by using a notched specimen. Also, the effective distance can be used to evaluate the failure criterion of structure with notch.
수자원 공급의 시 공간적 편차가 큰 우리나라에서는 수자원을 이용하기 위해서 다수의 댐을 건설하고 있다. 특히, 생활수준의 향상으로 용수 수요가 급증하였기 때문에 용수가 부족한 곳에는 광역상수도 사업 등을 통하여 용수를 공급하고 있다. 댐에서 용수가 공급되기까지의 과정은 일종의 관수로 흐름으로 생각할 수 있다. 관수로 내를 흐르는 유체가 갑자기 정지하게 되면, 유체 운동 에너지의 변화가 유발되고, 그로 인해 관내에 급격한 압력의 상승이 일어나게 된다. 반대로 정지하고 있던 유체가 빠른 속도로 흐르게 되면 압력 감소가 급격하게 발생한다. 이와 같이 유체 운동 상태의 급변에 의한 압력변화와 그에 따른 압력파가 음속의 속도로 상 하류로 전파되는 현상을 수격작용(waterhammer)이라 한다. 통상적으로 수격작용은 밸브 개폐 정도가 갑자기 바뀔 때, 펌프의 급격한 기동이나 정지 시, 터빈 내 전력소요가 갑자기 바뀔 때, 댐 수위의 갑작스런 변화, 펌프 임펠러의 진동, 물 수요의 급격한 변화 등에 의해 발생하며, 수격작용은 유체의 질량과 운동량 때문에 관 벽에 큰 힘을 가하게 되어 정상적인 동수압 보다 몇 배나 큰 압력을 발생시킴으로 관 자체는 물론 펌프, 밸브, 터빈 등 관 시설물을 파손시키거나 진동, 소음 등을 야기시킴으로 대규모 건물, 공장, 발전소 등을 설계할 경우 그에 대한 적절한 대책을 강구하여야 한다. 특히 댐에 연결된 저수지 또는 조정지로부터의 도수로가 압력수로이며 그 길이가 상당히 크면 수차가 급정지했을 경우 수격작용에 의해서 압력터널 내에 과도한 압력상승이 일어난다. 이 압력상승을 방지함과 함께 발전소 부하의 증감에 따라서 수량을 공급하거나, 흡수할 목적으로 압력도수로와 수압관과의 접합부에 자유수면이 있는 수조를 설치한다. 이것을 조압수조(surge tank)라 한다(최영박, 1979). 조압수조에서 부하의 급속한 차단에 의해서 수차로 유입될 수량이 차단되면 도수로 내로 흘러 들어온 물은 관성 때문에 수조 내의 수위를 상승시키고, 수조 수위가 어느 정도 이상으로 되어 저수지 수위 보다 상승하면 수조로의 유입이 정지하고 반대로 수조에서 저수지로 역류하여 수조수위는 하강한다. 즉, 조압수조는 도수로 내에 발생한 과도한 압력을 수조 내 수면의 승강운동을 이용하여 감소시키고 원래의 안정적인 수위로 회복시킨다. 본 연구에서는 수격작용에 대한 댐 안정성을 확보하는 수단 중의 하나인 조압수조에 대해 살펴보았다. 연구대상으로 용담댐을 선정하였다. 용담댐에 대한 기존의 검토결과 수직 갱의 지름이 5m 이상이면 조압수조의 동적안정조건을 만족 시키는 것으로 조사되었다. 댐의 설계홍수위인 EL. 265.5m를 기준으로 조압수조의 안정성을 감소시키지 않는 범위 내에서 조압수조 내 격벽 설치 유 무에 따른 수조의 최적 크기를 산정하였다. 산정결과를 분석한 결과 동일 조건에서 격벽을 설치한 경우가 격벽을 설치하지 않은 경우에 비해서 조압수조의 면적이 약 21% 감소하는 것으로 나타났다.
신설교량의 경우 최근 개정된 도로교설계기준에 의해 내진설계를 수행하여 시공되었으나, 내진설계규정이 적용되기 이전에 시공되어 사용중에 있는 철근콘크리트 교각의 경우에는 지진에 의한 횡하중에 대해 취약할 수 있다. 특히 형상비가 큰 기존 교각에서는 기초와 교각 접합부에 주철근 겹침이음이 존재하므로 지진이 발생할 경우 피복콘크리트 파손에 따른 부착파괴 형태의 급격한 취성파괴 거동을 나타낸다. 이러한 부착파괴가 일어나는 소성힌지 구간에 FRP 적층 원통관으로 보강하여 부착강도를 크게 함으로써 횡하중에 대한 급격한 파괴를 예방할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 FRP 적층 원통관으로 보강된 원형교각에서 FRP 적층 원통관이 주는 구속효과를 효과적으로 산정하기 위한 이론식을 유도하여 제안하고자 하였다. 이를 위해 FRP 적층 원통관이 철근콘크리트 원형교각에 발생시키는 구속응력을 이론적으로 유도하여 제안하였으며, 제안된 식의 타당성을 검증하기 위해 기존의 타 연구에서 수행한 실험결과와 비교, 검토하였다. 또한 다양한 FRP 적층조건에 따른 구속응력의 변화를 고찰하기 위한 매개변수 연구를 수행하였다. 이와 같은 연구를 통해 본 연구에서 제안하는 식이 FRP 적층 원통관을 이용하여 보강한 기존 원형교각의 거동을 잘 예측할 수 있음을 확인하였으며, 적층수, 섬유배향각, 섬유방향의 탄성계수가 FRP 적층 원통관에 의한 내진보강효과에 가장 지배적인 매개인자임을 알 수가 있었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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