• 한국전산구조공학회논문집
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• 제12권3호
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• pp.271-279
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• 1999

본 연구에서는 국내에서 가장 취약할 것으로 예상되는 원자력 발전소에 가압열충격 사고를 유발할 수 있는 주증기관 파단사고를 가정하여 열수력 해석과 파괴역학 해석을 수행하였다. 원전수명관리연구의 일환으로 계통열수력 해석 및 혼합열유동 해석에 의하여 구한 냉각제의 온도와 압력의 이력 및 용기의 재질성분으로부터 용기의 응력확대계수와 파괴인성치를 계산하고 이들을 비교하여 균열의 진전여부를 판단하여 형상계수가 1/6인 표면균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였다.

• 전산구조공학
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• 제11권1호
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• pp.153-160
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• 1998

본 연구에서는 가압열충격 사고로 소형 냉각재 상실사고를 가정하여 냉각재의 온도와 압력의 이력으로 부터 용기 벽의 온도분포를 구하고, 이로 부터 열응력과 압응력을 해석적으로 구하였다. 또 균열 선단에서의 응력강도계수와 파괴인성치를 ASME코드의 방법을 이용하여 구하였고, 이들을 시간에 따라 비교하여 균열의 진전여부를 평가하였다. 원자로 용기 벽에 존재하는 여러 형태의 균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였으며 평가 결과에 대하여 고찰하였다.

• 전산구조공학
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• 제9권2호
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• pp.153-161
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• 1996

본 논문에서는 가압열충격의 파괴역학적 해석에 필요한 이론을 조사하였고 원자로용기의 구조건전성을 평가하기 위하여 해석과정을 전산화하였다. 우선 사고 transient에 대하여 원자로용기내의 압력과 주입되는 냉각재의 온도변화가 주어지면 이들로 부터 시간에 따른 용기에서의 온도와 응력분포를 구하고, 중성자 조사량과 용기 재질의 화학성분으로 부터 기준무연성천이온도의 분포가 구해지며 이로부터 파괴인성치 K/sub IA/와 K/sub IC/의 분포가 얻어진다. 또한 응력분포로 부터 균열의 크기 및 형상에 따라 응력확대계수 K/sub I/이 구해지므로 이를 K/sub IA/및 K/sub IC/와 비교함으로써 균열의 성장거동을 예측할 수 있다. 지금까지 보고된 가압열충격을 유발할 수 있는 대표적인 사고 transient가 국내 발전소에 발생할 경우를 가정하여 해석을 수행하였고 그 결과에 대하여 검토하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집A
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• pp.441-446
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• 2001

In the integral type reactor, SMART, all the major components such as steam generators, pressurizer and pumps are located inside the single reactor pressure vessel. The objective of this study is to evaluate the structural integrity for RPV of SMART under the postulated pressurized thermal shock by applying the finite element analysis. Input data for the finite element analysis were generated using the commercial code I-DEAS, and the fracture mechanics analysis was performed using the ABAQUS. The crack configurations, the crack aspect ratio and the clad thickness were considered in the parametric study. The effects of these parameters on the reference nil-ductility transition temperature were also investigated.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2000년도 추계학술대회논문집A
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• pp.153-158
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• 2000

Nuclear reactor pressure vessel should be safety even in the case that hypothetical defects with allowable size are in vessel. Therefore, the materials should have excellent fracture resistance characteristics. The purpose of this study is to analyze the results of preirradiation baseline test of nuclear pressure vessel for Yonggwang Unit 5/6. In experiments, drop weight tests and impact tests are carried out to obtain nil-ductility transition reference temperature, $RT_{NDT}$ and static and dynamic fracture toughness tests are performed to compare with $K_{IR}$ curve in accordance with ASME Sec.III. The test results show that the materials had sufficiently fracture resistance characteristics for 40 years of design life.

• 기계저널
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• 제21권1호
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• pp.21-31
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• 1981

원자력발전소의 원자로냉각재 압력경계의 건전성과 안정성을 확보하기 위하여 법적 요구조건을 설정함에 있어 파괴역학이 어떻게 적용되었는 가를 설명하였다. 이를 요약하면 다음과 같다. 1) 압력경계에 사용되는 재료의 $RT_{NDT}$를 정의하였다. 이는 무연성천이온도와 같은 개 념의 것으로, 앞으로 재료의 파괴인성은 이 $RT_{NDT}$에 대한 상대온도의 함수로 주어진다. 2)비연성파괴를 방지하기 위한 설계조건으로서 선형탄성 파괴역학에 근거한 조건식을 인용하였다. 여기서 조건식이란 능력확대계수의 합계가 어떠한 조건에서도 이러한 조건식을 만족한다는 것을 해석적으로 확인하고 규제당국의 승인을 받아야 한다. 3) 가동중검사에 발견된 결함으로 합격수준을 초과하는 것은 파괴역학적으로 해석하여 구조적 으로 안전하다는 것은 파괴역학적으로 해석하여 구조적으로 안전하다는 것을 입증하여야 한다. 이때 결함은 원자로의 가동과 더불어 성장하므로 수명기간중 피로파괴에 이를 것인지의 여부도 평가하여야 한다. 이때의 대조균열성장률은 Paris의 power law에 따른다. 4) 고속중성자 (E>1. 0MeV)에 의한 조사취화를 감시하기 위하여 감시시험계획을 사전에 수립 하고 이에 따라 감시시험을 수행하여 조사에 수립하고 이에 따라 감시시험을 수행하여 조사에 의한 원자로용기 재료의 파괴인성의 저하를 평가하여 이를 고려한 충분한 안전여유를 갖는 운 전조건 즉, 압력-온도 한계곡선을 산출하여야 한다. 이때의 취화 정도는 DELTA. $RT_{NDT}$ 와 Upper Shelf Energy의 감소로 나타낸다. 또한, 압력-온도 한계곡선은 선형관성 파괴역학에 입각한 조건식을 이용하여 해당 온도에서의 압력을 산출한다. System을 개발 사용하기 위하여 기존 전자계산소를 이용하는 방법이 바람직하며 System의 도입은 자체운영을 결정하기 전에 경제적인 여건 등 여러가지 문제를 검토하여야 한다. 특히 Turn Key Base로 System를 도입할 경우에는 System의 도입목 적과 사용빈도, 앞으로의 확장성 현재 설계및 생산 과정과의 마찰가능성, 유지보수문제 등을 신 중히 검토하여야 한다. 이제 기계공업도 전자계산기를 이해하고 사용하므로 서 발전할 수 있는 단계가 되었다. 예로부터 좋은 공구를 개발하여 적절히 사용하는 것이 기계공업 발전의 첩경이 었다. 전자계산기는 현대 기술이 개발한 가장 강력하고 사용하기 좋은 공구이다.점에서 피로구열의 안정성장을 논하고, 과거 10여년간의 피로 crack문제에 대한 연구방법, 실험방법 등을 소개하는 방향으로 고 를 진행시켜 나가겠다.에 그 효과가 증대됨을 알 수 있었다.적용한 임상실험이 수행되어야 할 것이다. 또한 위치결정에서 획득한 좌표값의 정확성을 알아보기 위해서 팬톰을 이용한 방사선조사 실험이 추후에 실행되어져야 할 것이다. 그리고 제작된 프레임에 Rotating X선 시스템과 내부 장기의 움직임을 계량화하고 PTV에서의 최적 여유폭을 설정함으로써 정위 방사선수술 및 3 차원 업체 방사선치료에 대한 병소 위치측정과 환자의 자세에 대한 setup 오차측정 결정에 도움이 될 수 있을 것이라고 사료된다. 상대적으로 우수한 것으로 나타났으며, 혼합충전재는 암모니아의 경우 코코넛과 펄라이트의 비율이 7：3인 혼합 재료 3번과 소나무수피와 펄라이트의 비율이 7：3인 혼합 재료 6번에서 다른 혼합 재료에 비하여 우수한 것으로 나타났다. 4. 코코넛과 소나무수피의 경우 암모니아 가스에 대한 흡착 능력은 거의 비슷한 것으로 사료되며,

• 한국재료학회지
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• 제10권4호
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• pp.305-311
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• 2000

샤피 V-노치 충격 하중-변위 곡선으로부터 얻은 균열정지하중을 이용하여 원자로압력용기강의 균열정지파괴인성($K_{Ia}$)을 예측할 수 있는 방법을 모색하고 그 타당성을 고찰하였다. 샤피충격 하중-변위 곡선으로부터 얻은 균열정지하중값의 변화는 특성온도로 보정된 지수함수의 형태로 잘 표현될 수 있었다. 특성온도 $T_{Pa=2kN}$은 실험적인 무연성천이온도($T_{NDT}$) 및 $T_{41\;J}$과 높은 상관성을 나타냈으며, 원자로압력용기강의 균열정지파괴인성을 표현하는 새로운 특성온도로 사용할 수 있을 것으로 판단되었다. 또한 균열정지하중값의 변화는 파면으로부터 측정된 안정균열길이의 변화와 매우 높은 상관성을 나타내었다. 따라서 무딘 노치를 갖는 시편에 대한 계장화샤피충격시험을 통하여 균열정지하중 및 안정균열길이를 측정하믈써 비교적 정확하게 원자로압력용기강에 대한 하한값의 파괴인성치($K_{Ia}$)를 평가하는 것이 가능한 것으로 판단되었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제28권6호
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• pp.693-700
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• 2004

The probabilistic fracture mechanics(PFM) is a useful analytical tool to assess the integrity of reactor pressure vessel(RPV) at the event of pressurized thermal shock(PTS). In PFM, the probabilities of flaw initiation and propagation are estimated by comparing the applied stress intensity factor with the fracture toughness calculated by the simulation of various stochastic variables. It is known that the results of PFM analyses are dependent on the choice of the stochastic parameters and assumptions. Of the various variables and assumptions, we investigated the effects of the RT$_{NDT}$ shift equations, fracture toughness curves, and flaw distributions on the PFM results for the three PTS transients. The results showed that the combined effects of the RT$_{NDT}$ shift equations and fracture toughness curves are complicated and dependent on the characteristics of the transients, the chemistry of the materials, the fast neutron fluence, and so on.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제4권2호
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• pp.13-19
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• 2008

In order to predict a remaining life of a plant, it is necessary to select the components that are critical to the plant life. The remaining life of those components shall be evaluated by considering the aging effect of materials used as well as numerous factors. However, when evaluating reliability of nuclear structural components, some problems are quite formidable because of lack of information such as operating history, material property change and uncertainty in damage models. Accordingly, if structural integrity and safety are evaluated by the deterministic fracture mechanics approach, it is expected that the results obtained are too conservative to perform a rational evaluation of plant life. The probabilistic fracture mechanics approaches are regarded as appropriate methods to rationally evaluate the plant life since they can consider various uncertainties such as sizes and shapes of cracks and degradation of material strength due to the aging effects. The objective of this study is to evaluate the structural integrity for a reactor pressure vessel under the small break loss of coolant accident by applying the deterministic and probabilistic fracture mechanics. The deterministic fracture mechanics analysis was performed using the three dimensional finite element model. The probabilistic integrity analysis was based on the Monte Carlo simulation. The selected random variables are the neutron fluence on the vessel inside surface, the content of copper, nickel, and phosphorus in the reactor pressure vessel material, and initial RTNDT.