• 대한기계학회논문집A
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• 제40권6호
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• pp.539-546
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• 2016

본 연구에서는 C(T) 시편 측면 홈의 유무에 따른 J-R 곡선의 변화가 유한요소 손상해석의 모델변수 결정에 미치는 영향을 알아보았다. 손상해석은 수정 응력 파괴변형률 모델을 이용하였다. C(T) 시편은 SA508 Gr. 1a 배관재에서 채취하였고 일부에 측면 홈이 가공되었다. 시험은 상온과 원전 운전 온도인 $316^{\circ}C$에서 각각 수행되었으며, 시험 결과 얻은 J-R 곡선을 모사하여 손상모델 변수를 얻었다. 그 결과, 측면 홈의 유무에 따른 J-R 곡선의 변화는 손상모델 변수 결정에 영향을 주지 않음을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제40권6호
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• pp.613-619
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• 2016

공기구동 제어밸브는 여러 유형의 발전소에서 유체계통의 유량을 제어하거나 탱크의 수위를 조절하는 중요한 기능을 수행하며 발전소 수명기간 동안 성능이 보장되어야 한다. 공기구동 제어밸브는 공기구동기에 공기를 공급하거나 배기하여 작동시키며, 다양한 기능을 하는 부속기기로 구성된 제어설비를 이용하여 공기량을 조절함으로서 밸브 위치를 제어한다. 본 논문에서는 2인치 공기구동기에 I/P 변환기, 포지셔너 등이 장착된 제어밸브 동작모사 실험 장치를 이용하여 공기공급배관에서의 공기누설, 밸브 패킹마찰력 변화, 포지셔너 설정 불량 등을 모사하고, 약 67% 개도에서 ${\pm}2%$ 이하 제어구간에서의 밸브-구동기 거동을 측정하여 비교하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권4호
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• pp.355-361
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• 2014

신규 원전에서 추진중인 외벽침수냉각 방식의 적용이 실패할 경우 노심용융물과 원자로공동 내유체의 상호작용으로 인해 증기폭발이 발생하며, 이는 격납건물 및 관통부 배관을 포함한 각 구조물의 건전성을 위협할 수 있다. 본 논문에서는 선행연구 분석결과를 토대로 증기폭발 현상을 모사할 수 있는 개선된 해석기법을 도출하고 알루미나 실험 모사를 통해 타당성을 확인하였다. 또한 동일한 기법을 원자로공동 해석에 적용하여 가상 파손위치에 따른 증기폭발 압력이력을 예측하였으며, 측면파손에 의한 최대압력 값이 하부파손에 의한 것보다 최대 70% 정도 높음을 보였다.

• 한국추진공학회지
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• 제13권1호
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• pp.43-50
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• 2009

터보펌프-가스발생기 연계시험에서 작동점 변경을 위해 거치는 중간 작동점의 특성을 시스템 모사 프로그램으로 검토하였다. 중간 작동점에서 펌프 토출압, 가스발생기 혼합비, 가스발생기 온도, 가스발생기 압력 등의 변수를 안전한 시험기 운용을 고려하여 검토하였다. 터보펌프-가스발생기 연계시험기와 엔진시스템을 비교한 결과 중간 작동점이 차이는 작지만 서로 다르고 이는 엔진 시스템에서 연소기 유량에 따른 연소압 변화가 발생하기 때문이다. 연소기 배관의 밸브 변경을 우선할 때 중간 작동점이 보다 안전한 영역에 위치한다.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2007년도 제29회 추계학술대회논문집
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• pp.35-38
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• 2007

액체로켓엔진(Liquid Rocket Engine) 의 천이성능 예측을 위해 선행연구 되었던 LRE 시스템 모듈화 프로그램의 결과를 살펴보고, 일본의 로켓엔진 동적 해석 프로그램(Rocket Engine Dynamic Simulator)의 엔진 시스템 동적 해석 방법과 모델링에 대해 고찰하였다. LRE 시스템 모듈화 프로그램에서는 각 구성품에 대한 설계 인자를 수학적으로 모델링하였고 구성품 간의 유량과 압력을 매칭시켜 통합하여, 로켓엔진 시스템의 요구조건을 만족하는 각 구성품에 대한 주요 설계 파라미터를 도출하는 과정에 관하여 논의하였다. 로켓엔진 시스템을 유한한 배관요소들의 연결로 모델링하고, 시간의 함수로 표현되는 보존방정식을 적용하여 터보펌프, 밸브, 오리피스，추력실 등 유체기기의 작동 특성을 모사하는 동특성 설계 과정에 관하여 고찰한다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제33권5호
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• pp.381-388
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• 2009

In some portions of nuclear piping systems, stratification phenomena may occur due to the density difference between hot and cold stream. When the temperature difference is large, the stratified flow under diverse operating conditions can produce high thermal stress, which leads to unanticipated piping integrity issues. The objectives of this research are to examine controvertible numerical factors such as model size, grid resolution, turbulent parameters, governing equation, inflow direction and pipe wall. Parametric three-dimensional computational fluid dynamics analyses were carried out to quantify effects of these parameters on the accuracy of temperature profiles in a typical nuclear piping with complex geometries. Then, as a key finding, it was recommended to use optimized mesh of real piping with the conjugated heat transfer condition for accurate thermal stratification analyses.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제13권2호
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• pp.51-59
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• 2017

Steam jets ejected from a rupture zone of high energy pipes may cause damage to adjacent structures. This event could lead to more serious accidents in nuclear power plants. Therefore, to prevent serious accidents, high energy pipes of nuclear power plants are designed according to the ANSI / ANS 58.2 technical standard. However, the US Nuclear Regulatory Commission (USNRC) has recently pointed out non-conservatism in existing high energy pipe fracture evaluation methods, and required the assessment of the unsteady load of the jet caused by a potential feedback mechanism as well as the impact range of steam jet, the jet impact loads and the blast wave effects at the initial breakage stage. The potential feedback mechanism refers to a phenomenon in which a vortex formed by impingement jets amplifies vortex itself and induces jet vibration in a shear layer. In this study, CFD methodology using the LES turbulence model is established and numerical analysis is carried out to evaluate the dynamic behavior of impingement jets and the potential feedback mechanism during jet impingement. Obtained results have been compared with an empirical correlation and experiment.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제10권5호
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• pp.9-19
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• 2007

Fluid temperature fluctuations in a mixing tee pipe were numerically analyzed by LES model in order to clarify internal turbulent flows and to develope an evaluation method for high-cycle thermal fatigue. Hot and cold water with an temperature difference $40^{\circ}C$ were supplied to the mixing tee. Fluid temperature fluctuations in a mixing tee pipe is analysed by using the computational fluid dynamics code, FLUENT, Temperature fluctuations of the fluid and pipe wall measured as the velocity ratio of the flow in the branch pipe to that in the main pipe was varied from 0.05 to 5.0. The power spectrum method was used to evaluate the heat transfer coefficient. The fluid temperature characteristics were dependent on the velocity ratio, rather than the absolute value of the flow velocity. Large fluid temperature fluctuations were occurred near the mixing tee, and the fluctuation temperature frequency was random. The ratios of the measured heat transfer coefficient to that evaluated by Dittus-Boelter's empirical equation were independent of the velocity ratio, The multiplier ratios were about from 4 to 6.

• Corrosion Science and Technology
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• 제12권4호
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• pp.179-184
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• 2013

Pipe wall thinning caused by erosion and corrosion can adversely affect the operation of aged nuclear power plants. Some injured workers owing to pipe rupture has been reported and power reduction caused by unexpected pipe damage has been occurred consistently. Therefore, it is important to develop erosion-corrosion damage prediction model and investigate its mechanisms. Especially, liquid droplet impingement erosion(LDIE) is regarded as the main issue of pipe wall thinning management. To investigate LDIE mechanism with corrosion environment, we developed erosion-corrosion damage simulation apparatus and its capability has been verified through the preliminary damage experiment of 6061-Al alloy. The apparatus design has been based on ASTM standard test method, G73-10, that use high-speed rotator and enable to simulate water hammering and droplet impingement. The preliminary test results showed mass loss of 3.2% in conditions of peripheral speed of 110m/s, droplet size of 1mm-diameter, and accumulated time of 3 hours. In this study, the apparatus design revealed feasibility of LDIE damage simulation and provided possibility of accelerated erosion-corrosion damage test by controlling water chemistry.

• Corrosion Science and Technology
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• 제15권5호
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• pp.245-252
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• 2016

The pipelines and equipments are degraded by flow-accelerated corrosion (FAC), and a large-scale test facility was constructed for simulate the FAC phenomena in secondary coolant environment of PWR type nuclear power plants. Using this facility, FAC test was performed on weld pipe (carbon steel and low alloy steel) at the conditions of high velocity flow (> 10 m/s). Wall thickness was measured by high temperature ultrasonic monitoring systems (four-channel buffer rod type and waveguide type) during test period and room temperature manual ultrasonic method before and after test period. This work deals with the complex effects of flow velocity on the wall thinning in weld pipe and the test results showed that the higher flow velocity induced different increasement of wall thinning rate for the carbon steel and low alloy steel pipe.