• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2002.11a
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• pp.213-220
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• 2002

콘크리트 구조물에서 발생하는 균열은 심각한 구조적 결함을 야기시킬 뿐만 아니라 내구성의 강도와 외관의 손상을 초래하여 사용성을 저하시킨다. 이러한 균열은 여러 가지 요인에 의해 발생되며 균열이 구조물에 미치는 영향도 각양각색이다. 구조물에 균열이 존재한다고 하여 항상 그 구조물이 불안한 것도 아니며 그 크기와 위치, 원인 등에 따라 안전할 수도 있다. 따라서 균열이 발생된 콘크리트 구조물에서는 발생된 균열의 원인을 파악하고 정확하게 구조물을 해석한 후 그 안전성 여부를 평가하여 합당한 보수대책을 수립하는 것이 균열문제를 해결하는 방안이다.(중략)

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2001.11a
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• pp.169-174
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• 2001

원자력발전소 배관계통에 존재하는 균열을 해석하는 방법으로, 이제까지는 균열을 고려하지 않은 상태에서 지진하중을 고려한 탄성 배관해석을 수행하여, 배관에 작용하는 하중을 구한 후, 다음 단계에서 파괴해석 방법으로 균열을 가정한 탄소성 균열해석을 수행하는 2단계의 해석을 통해 균열안정성을 평가해 왔다. 이러한 방법은 전체 배관의 거동과 배관 내에 존재하는 균열의 거동을 서로 독립적인 것으로 고려하고 있으며 재료물성치로는 설계값을 사용하는 등의 보수적인 가정들을 포함하고 있어 배관에 작용하는 하중 또는 응력을 과도하게 계산하는 결과를 초래하고 있다 특히, 지진하중과 같은 반복적인 외부 동적하중이 작용하는 경우, 배관에 국부적인 소성변형이 발생함에도 이를 단지 탄성거동으로 간주하게 되는 것이다. 이러한 몇몇 보수적 가정들을 포함하고 있는 기존의 해석방법은 지나친 보수성을 가질 뿐만 아니라, 균열에 의한 실제 배관의 파단하중과 계산에 의한 파단하중의 비교로서 배관의 안전여유도를 예측하는 방법으로는 적절하지 못하다.(중략)

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2003.10a
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• pp.26-31
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• 2003

각종 산업설비에서 발견되는 균열의 대부분은 임의의 형상을 갖는 삼차원 균열이므로 설비의 건전성 평가를 위하여 삼차원 균열에서의 응력강도계수를 정확히 구하는 문제는 많은 사람들의 관심의 대상이 되어왔다. 현재 삼차원 균열에 대한 연구는 타원형 균열과 같은 일부 비교적 간단한 형태의 균열에 대해서는 많은 결과가 발표된 바 있으나, 일반적인 형태의 균열에 대해서는 아직 연구가 미비한 실정이다. 따라서, 이러한 일반적인 형태의 삼차원 균열에 대한 해석의 필요성이 제기되어 왔다.(중략)

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2002.05a
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• pp.177-183
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• 2002

인명이나 물적 재산에 많은 손실을 가져주는 기계설비 및 구조물의 파괴현상에 대한 연구는 재해 원인을 분석하고 안전대책을 수립하기 위한 측면에서 대단히 중요하며, 지금까지 많은 연구가 행하여져 오호 있다 프랙탈기하학에 대한 연구는 Mandelbrot/sup l)/에 의하여 제안되어 20년 정도의 짧은 기간임에도 불구하고 여러 분야의 자연현상을 모델화하기 위하여 다양하게 발표가 되고 있다. 프랙탈 특성은 자연현상의 불규칙한 변화를 정량적으로 나타내기 위한 프랙탈차원으로 평가된다 프랙탈차원은 파면 및 균열의 불규칙성을 정량화함으로써 균열수명을 보다 더 정확히 예측하는데 적용될 수 있다.(중략)

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.38 no.11
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• pp.1257-1264
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• 2014

Efforts are presently underway for developing an optimal design methodology for GEN-IV nuclear reactors based on target failure probabilities. A typical example is the system-based code, in which the results are represented in the form of partial safety factors (PSFs). Thus, a PSF is one of the crucial elements in either component design or integrity assessment based on target failure probabilities during the operation period. In the present study, a procedure for calculating the PSF of a circumferential through-wall cracked pipe based on the elastic-plastic crack initiation criterion is established, in which the importance of each input variable is assessed. Elastic-plastic J-integrals are calculated using the GE/EPRI and reference stress methods, and the PSF values are calculated using both first- and second-order reliability methods. Moreover, the effect of statistical distributions of assessment variables on the PSF is also evaluated.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.870-876
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• 1998

원자로용기의 안전성은 가동중 운전조건과 조사취화등으로 인한 재료의 열화(degradation)를 검토함으로써 평가되는데, 특히 운전조건중, 비상사태에 해당하는 가압열충격에 관한 평가가 최근 중요한 안전문제로 부각되고 있다 본 연구의 목적은 가압열충격 사고중 소규모 냉각재 손실사고(Small LOCA)가 발생하는 경우, 원자로용기 내벽에 존재하는 균열의 안전성을 유한요소해석을 통해 평가하는 것이다. 본 연구에서는 Small LOCA 발생시 원자로용기의 내벽에 존재하는 균열의 종류, 방향, 균열형상비 및 클래드부의 두께가 응력확대 계수 계산에 미치는 영향을 평가하였으며, 이를 위해 총 14가지 경우에 대해서 3차원 유한요소해석을 수행하였다. 이러한 Small LOCA 해석수행을 기초로 다양한 가압열충격 사고에 대한 유한요소해석 모델링 기법, 해석 기법, 후처리 기법을 제시하였다.

• Journal of Korean Tunnelling and Underground Space Association
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• v.6 no.2
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• pp.151-160
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• 2004

This study has carried out a series of field investigation for a ASSM railway tunnel which was constructed several decades ago. It appears that the tunnel lining was cracked in the region of arching structure. Precise inspection is carried out for this region with various non-destructive testing equipments. Based on the inspection results, the cause and the effect of tunnel defects were discussed by conducting the evaluation of tunnel safety with numerical analysis.

• Journal of the Society of Naval Architects of Korea
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• v.30 no.4
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• pp.74-82
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• 1993

The present paper deals with the structural safety assessment techniques for independent type B spherical LNG tank against fatique crack initiation and propagation, which contains fellowing 3 steps. 1) Prediction of long term distribution of wave induced stresses and fatique crack intiation life using cumulative damage theory which were described at the 1st report. 2) Surface crack propagation analysis to verify that initial defects cannot penetrate tank plate. 3) Passing-through fatigue crack propagation analysis was performed based on LBF(Leak Before Failure ) theory.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1998.05a
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• pp.57-62
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• 1998

구조물이나 기계요소내의 결함이 성장하여 파손(Failure)에 이르는 현상은 공학분야에서 중요하게 평가되어 오고 있다. 반복적으로 변하는 응력에 의하여 결함이 초기 성장을 거쳐 재료의 파손에 이르게 되는 과정인 피로파괴는 파괴역학의 한 중요한 분야이다. 이에, 본 연구에서는 열처리의 특성상 부식환경에 매우 민감한 Al-Zn-Mg-Cu Alloy 7075에 대하여 Peak Aged T65l Tempering을 실시한 Al-Alloy 7075-T65l에 대하여 각기 환경(대기, 물, 해수)의 변화가 부식피로균열성장에 미치는 영향과 부식환경에서의 긴 균열(Long Crack)과 짧은 균열(Short Clark)의 부식피로균열 성장특성을 비교, 고찰하여 초기균열의 잠재시간과 안정성장 시간을 예측하여 구조물의 수명예측 및 안전성 평가에 기여 할 수 있는데 목적이 있다. (중략)

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.29 no.2
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• pp.98-103
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• 2009

The nuclear power plants have been safely operated by plugging the steam generator tubes which have the crack indications. Tube rupture events can occur if analysts fail to detect crack indications during in-service inspection. There are various types of crack indication in steam generator tubes and they have been detected by the eddy current test. The integrity assessment should be performed using the crack-sizing results from eddy current data when the crack indication is detected. However, it is not easy to evaluate the crack-depth precisely and consistently due to the complexity of the methods. The current crack-sizing methods were reviewed in this paper and the suitable ones were selected through the laboratory tests. The retired steam generators of Kori Unit 1 were used for this study. The round robin tests by the domestic qualified analysts were carried out and the statistical models were introduced to establish the appropriate depth-sizing techniques. It is expected that the proposed techniques in this study can be utilized in the Steam Generator Management Program.