• 한국가스학회지
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• 제7권3호
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• pp.58-64
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• 2003

본 연구에서는 압력용기의 안전설계에 대한 해석결과를 제시하고 있다. 압력용기에 가스압력과 온도하중이 동시에 작용할 경우, 응력과 변위량에 대한 해석적 연구를 수행하였다. 용기에 대한 설계는 ASME Sec. VIII Div. 2 code를 따라 설계하였다. 이 결과를 사용하여 열적 하중과 기계적 하중을 받는 압력용기를 FEM 해석기법으로 설계 안.전성을 검증하고자 한다. 유한요소해석 결과에 의하면, ASME 설계코드로 압력과 온도하중을 동시에 받는 경우를 해석한 데이터는 압력용기의 설계 안전성을 보장을 할 수 없을 것으로 예상된다. 또한, 압력용기 설계에서 일정한 두께를 갖는 일체형이 보강테를 설치한 압력용기보다 안전하다는 결과를 제시하고 있다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제31권5호
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• pp.235-241
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• 2018

압력용기의 내압은 압력용기 설계의 중요한 인자이며 이를 바탕으로 관련 설계기준 및 구조해석결과에 따라 압력용기의 두께 및 직경과 같은 기하학적 형상이 결정된다. 그러나 압력용기 내부에서 폭굉이 일어날 경우 이 폭굉압력을 적절히 고려하여 압력용기를 설계할 수 있는 설계기준은 미흡한 실정이다. 일반적으로 폭굉이 발생할 경우, 초기 폭굉압력이 용기 벽면에 도달하여 반사하는 반사압력은 초기압력의 2배 이상이라고 알려진다. 그러나 폭굉압력은 구조물의 고유주기보다도 짧은 시간 안에 최대치에 도달한 후 급격하게 감소하는 경향을 보이며, 이 경우 실제 용기벽면이 받게 되는 압력은 반사압력에 비해 매우 작을 수 있다. 따라서 본 연구에서는 이러한 폭굉의 특성을 고려하여 압력용기가 견뎌야 하는 적절한 등가의 폭굉압력을 산정하는 방법을 제안함으로써 폭굉을 고려한 효율적인 압력용기 설계기준을 제시하고자 하였다.

• 기계저널
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• 제33권8호
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• pp.728-738
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• 1993

원자력 압력용기의 소성변형에 의한 파괴의 방지를 위한 설계개념의 요체는 압력용기에 발생하는 응력을 하중형태와 중요도에 따라 분류하고, 분류된 각각의 응력범주에 대해서 극한설계의 개 념에 의한 붕괴하중에 안전계수를 도입한 것이다. 원자력 압력용기에 적용된 안전계수는 재료의 인장가동에 대해서 3이다. 이것은 일반용 압력용기에 대한 안전계수 4보다 적은 값이나, 원자력 압력용기의 소성변형에 의한 파괴방지를 위하여 이미 모든 작용하중에 대하여 응력해석을 수행 하였고 그 결과를 평가한 것이기 때문에 안전계수는 낮더라도 더 안전하다고 할 수 있다.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 1997년도 제9회 학술강연회논문집
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• pp.30-30
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• 1997

국내에서는 시도되지 않았던 조립식 맨드렐 및 prepreg 제작 방식을 적용하여 filament winding machine으로 압력 용기(STEB)를 제작, 음향 방출 측정 장비 및 strain gage 등을 부착한 수압 시험으로 압력용기의 구조적 건전성 예측 및 파열 압력을 측정하여 성능을 분석하였다. 동일한 winding pattern 및 조건하에 prepreg winding과 wet winding 방식을 적용하여 제작한 압력 용기의 성능을 비교하였고, prepreg winding의 설계 조건, 공정 변화를 통해 제작한 압력 용기의 파열 압력 및 형태를 분석하였다. 이러한 winding 조건들에 따라 제작된 압력용기는 최종적으로 PR(Performance ratio) 값을 산출하고, 이를 통하여 prepreg 제작 방식의 장단점, 제작에 필요한 설계 조건 및 기초 자료 등을 고찰하여 보았다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.67-72
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• 1996

수격현상(Waterhammer)으로 인한 과도압력하중은 월성원자력발전소 비상노심냉각계통 (Emergency Core Cooling System : ECCS) 설계의 주요 고려사항이다. 비상노심냉각계통은 특수안전계통으로서 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident : LOCA)후 일차열수송계통을 다시 채워주고 핵연료 손상을 막기위해 노심으로부터 잔열 및 붕괴열을 제거한다. 일차열수송계통으로의 비상냉각수 주입은 고압주입, 중압주입, 저압주입 3 단계로 주입된다. 과도압력이 발생될 것으로 예상되는 고압주입과 중압주입에 대한 6가지 사례들이 ECCS의 배관과 지지대 설계를 위해 고려되었다. 모든 사례에 대한 비상노심냉각계통의 과도압력 현상은 PTRAN 코드에 의해 해석 되었고 해석된 최고과도압력은 설계압력보다 작음을 알게 되었다. 모든 사례의 최고압력과 최고차압은 비상노심냉각계통 배관 및 지지대 설계를 위한 응력해석 자료로서 사용될 것이다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제16권9호
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• pp.5763-5768
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• 2015

압력방출밸브는 높은 압력을 조절하여 안정성을 유지하는 기계적 요소로, 압력용기, 증발기, 파이프라인 등 사용되고 있다. 높은 압력이 발생되면 스프링의 탄성력을 사용하여 압력방출밸브의 출구로 유체를 흘려보냄으로써 압력을 낮추게 되고, 정상적인 압력으로 돌아오게 되면 압력방출밸브는 초기상태로 돌아가게 된다. 압력방출밸브는 순조롭게 작동되어지기 위하여 요구되는 구조적 안정성을 만족하도록 설계되어져야한다. 본 연구에서는 상업용 소프트웨어 ANSYS/WORKBENCH를 사용하여 압력방출밸브의 유동해석과 구조해석을 수행한 결과 구조적 문제를 발생시킨다는 것을 알 수 있었다. 따라서 구조적 안전성을 만족하는 설계를 수행하고, 설계변수에 따른 구조적 안전성을 예측해보고자 한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.617-622
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• 1998

일체형원자로인 SMART에서는 증기발생기와 주순환펌프가 배관으로 연결되어 있지 않고 주순환펌프를 통과한 냉각수가 압력헤더를 통하여 12개의 증기발생기 카세트로 흐르게 된다. 각 증기발생기 카세트를 통과하는 냉각수 유량분포의 비균일도를 운전모드에 따라 계산하여 이 압력헤더가 각 증기발생기 카세트로 흐르는 냉각수 유동분포에 미치는 영향을 분석하고 SMART 주순환펌프 압력헤더의 설계가 설계기준을 만족시키는 지를 검증하였다. 검증계산 결과 비균일도가 정상운전시는 0.8%. 비정상 운전시는 7.1%로 설계기준을 만족시키는 것을 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.276-282
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• 1996

일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기안에 모두 포함하고 있고, 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리형원자로에 비해 구조특성상 대용량 원자로 냉각재 상실사고(LBLOCA)의 발생 가능성을 원천적으로 제거할 수 있다. 반면 원자로 냉각재의 보충 등을 위한 소형 배관의 파단 가능성은 역시 존재하므로 소용량 원자로 냉각재 상실 사고(SBLOCA)는 여전히 존재한다. 따라서 현재 한국원자력연구소에서 연구 개발중인 중소규모 전력생산 및 열 활용 목적의 일체형 원자로에는, 원자로 압력용기 외부에 별도의 압력용기(안전용기)를 설치하여 SBLOCA시 원자로 압력용기로부터 방출되는 냉각수를 안전 용기내에 보관하도록 함으로써 사고시 외부로의 방사성 물질 유출 가능성을 획기적으로 줄 일수 있는 설계 개념을 도입하고 있다. 본 논문에서는 안전용기의 설계시 효율적인 냉각방식에 대한 열유체 해석적 접근을 시도하였고, 예비개념설계된 일체형 열병합원자로의 설계상의 특징들 및 안전용기 설계시 앞으로의 연구방향 등도 간략히 소개하였다.

• 기계저널
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• 제18권2호
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• pp.122-127
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• 1978

본 규정은 대한 기계학회가 공업진흥청의 의뢰를 받아 1977년도에 작성한 "압력배관 기술기준(I)" 의 부속서중의 하나로서 본 규정에서 기술수준이라고 하는것은 압력배관 기술기준(I)을 지칭하는 것이다. 분량관계로 본회에는 그의 일부로서 적용범위 및 정의와 하중에 관한 부분을 실었다. 압력배관 기술기준은 동력배관계통의 설계, 제작, 재료, 설치 및 시험에 대한 규정을 포함하고 있 다. 오랜경험에서 이들 규정은 안전밸브설비에 대해서도 합리적으로 적용할 수 있음을 보여 주었 다. 그러나 안전밸브설비의 설계가 압력배관 기술기준의 규칙을 충분하게 적용할 수 없는 경우도 있을 수 있다. 따라서 본 부록은 안전밸브설비에 기술기준의 규정을 적용하는 방법을 명백히 하 고, 또 예를 들기 위하여 준비되었으며, 설계자에서 설계지침과 별도의 설계방법을 제공한다. 다 만, 본 부록은 강제성의 규정은 아니다.의 규정은 아니다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.644-649
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• 1995

중수로용 개량핵연료인 CANFLEX핵연료다발 시제품을 고온/고압의 원자로 운전조건에서 시험하여 CANFLEX핵연료다발의 압력강하 특성을 조사하였다. CANFLEX핵연료다발의 최빈 압력강하량은 현재 월성발전소에 사용중인 CANDU 37봉핵연료봉다발의 값과 거의 동일하였으며 핵연료 채널의 압력강하 설계기준을 만족하였다. CANDU 37봉핵연료다발이 장전된 핵연료채널에 새로운 CANFLEX핵연료다발을 일부 교체하는 것을 모의한 천이채널에서의 실험결과도 압력강하 설계기준을 만족하였다.