• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 1992년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.335-340
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• 1992

유압 시스템(System)은 원동기의 기계적 에너지를 유압펌프가 작동유를 압력 에너지의 형태로변환 시켜 이것을 유합 실린더(Cylinder)등의 엑츄에이터(Actuator)가 다시 기계적 에너지로 변환시켜 부하 를 구동하게한다. 상용차(NT-1, KH 등)용 파워스티어링(Power Steering)에 장착되는 Vane Type Oil Pump (이하 VOP)가 바로 이와같은 역할을 담당하고 있다. 본 연구에서는 VOP의 성능과 관련되어지는 주요 제원(Parameter)인 미끄럼부에서의 틈새, 작동유점도, 압력변화, 회전수 등을 다양하게 변화시키는 모의실험(Simulation)을 통하여각각의 조건하에서얻어지는 누설 유량과 체적효율을 수치적 으로 예측하고 이것을 주요제원을 고려하여 해석해서 정량적인 값을 얻는 것을 목적으로한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.392-397
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• 1997

고리 2호기 주급수 차단밸브의 경우 다른 호기와는 달리 구동용 질소압력 측정스위치에 의한 닫힘 연동신호가 설치되어 있다. 이러한 연동신호는 벨브 구동용 반구내 질소 압력 스위치 "고" 오동작에 의한 밸브차단 가능성이 있으며 이 경우 질소압력스위치가 저/고 경보창에 COMMON되어 있어 원인 규명에 어려움이 있다. 또한 질소압력 스위치 고장 및 질소가스 누설시 작업수행이 어렵고 위험이 따른다. 이러한 70년대 발전소 설계의 과잉설비를 제거하므로서 최적운전과 경제성 향상에 기여할 수 있으며 아울러 유지정비의 용이성과 밸브 불시닫힘을 미연에 예방할 수 있으리라 예상된다. 이와 관련하여 발전소 계통안전성, 기기안전성을 평가한 결과 기존의 안전해석결과가 유효하며 또한 FSAR 수정없이 이러한 설비변경이 가능하다는 결론에 도달하였다.결론에 도달하였다.

• 항공우주기술
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• 제12권2호
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• pp.108-117
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• 2013

가스발생기용 산화제 개폐밸브는 파일롯 공압으로 포핏을 열고 스프링 힘에 의해 닫음으로써 로켓엔진의 추진제 유량을 제어한다. 현재 개발 중인 산화제 개폐밸브는 액추에이터에서 압력을 제거하면 닫히도록 설계되어 있다. 그러므로 밸브의 성능을 평가하기 위해 밸브가 열리고 닫히는 특성에 따라 힘 평형 상태를 분석할 필요가 있다. 밸브가 닫히기 시작하는 시점의 작동 유체의 압력을 결정하고, 포핏이 열리는 시점의 압력을 결정되어 힘평형이 설계되어 있다. 인증시험 수준에서의 극저온 유동 시험 하에서 채터링 현상은 금속 기밀부에서 다량의 누설이 발생했다. 힘평형 계산을 이용한 산화제 밸브의 채터링이 발생된 시점의 압력은 약 11 bar로 예측 된다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2009년도 추계 학술발표
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• pp.156-157
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• 2009

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2009년도 추계학술대회 논문집
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• pp.371-372
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• 2009

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2013년도 춘계학술발표대회
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• pp.311-314
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• 2013

본 논문에서는 일본의 (주) 동경전력이 공개한 후쿠시마 제 1 원자력발전소 2 호기 원자로건물 지하에 위치한 S/C (Suppression Chamber) 주변의 Vent 관 조사 동영상들을 분석하였다. S/C 는 donut (환형) 모양의 구조물로 PCV (격납용기) 와 연결된 8 개의 Vent 관을 통해 원자로의 압력을 억제한다. 후쿠시마 사고 원자로의 용융 핵연료를 인출하기 위해서는 원자로 압력용기 및 PCV에 물을 채워서 방사선 선량율을 떨어뜨려야 한다. 물을 채운 후에 누설이 되면 안되기 때문에, PCV 와 S/C 사이에 연결된 Vent 관에 대한 방사능 오염수의 누설지점을 찾는 것이 중요하다. 이를 위한 사전공정으로 (주) 도시바의 4 족보행 로봇 탑재 카메라를 이용하여 8 개 Vent 관 모두를 육안 검사하였다. (주) 동경전력이 공개한 영상을 분석한 결과 고선량 감마선에 의한 Speckle 들이 관측되었다. 본 논문에서는 이러한 Speckle 분포의 특성을 분석하여 S/C 와 PCV 를 연결하는 8개 Vent 관중 방사능 오염물질이 많은 곳을 특정하고자 하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권2호
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• pp.35-46
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• 2020

In this paper, a fracture mechanics evaluation system which can be used to assess the leak-before-break (LBB) of nuclear piping is developed. Existing solutions for calculating the fracture mechanics parameters (J-integral and crack opening displacement) required for LBB evaluation were firstly presented. Then a module for calculating J-integral and COD was developed, with an additional module for predicting the critical load based on the crack driving force diagram to finally develop a fracture mechanics evaluation system. To confirm the validity of the proposed evaluation system, finite element (FE) analysis was performed, and the FE J-integral and COD results were compared with prediction results using the J-integral and COD estimations program. Furthermore, the critical load assessment module was verified by comparing the actual pipe test results (Battelle test data) with prediction results using the proposed program.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권1호
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• pp.42-48
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• 2020

The effect of improving the tensile and J-R fracture toughness properties of SA508 Gr.1a on the LBB margin for the main steam pipe is investigated. The material properties and microstructure images of the existing main steam piping material SA106 Gr.C used in domestic nuclear power plants and the newly selected material SA508 Gr.1a were compared. For each material, LBB margins were calculated and compared through finite element analysis and crack instability evaluation. The LBB margin of the improved SA508 Gr.1a is found to be greatly improved compared to that of the existing SA106 Gr.C and SA508 Gr.1a. This is because of the increased material's strength and J-R fracture toughness compared to the previous materials. In order to analyze the effect of physical property change on the LBB margin, the sensitivity of each LBB margin according to the variation of tensile strength and J-R fracture toughness was analyzed. The effect of the change in tensile strength was found to be greater than that of the change in fracture toughness. Therefore, an increase in strength significantly influenced the improvement of the LBB margin of the improved SA508 Gr.1a.

• 대한기계학회논문집B
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• 제35권10호
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• pp.1075-1081
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• 2011

이중벽관 증기발생기에서 전열관의 내관과 외관 사이의 틈새에 채워진 헬륨가스의 압력변동으로 전열관의 파손을 감지하는 방법이 개발되고 있다. 이 현상을 모사하기 위해 압력으로 밀착된 두 평판사이의 미세한 틈새에서의 누설률을 측정하여 실험식을 개발하였다. 이 실험식에서는 틈새의 간격과 유동마찰계수가 표면조도에 의해 상호 결합된 형태로 기술되는데, 간단한 평판접촉 모델을 사용하여 유동마찰계수 식을 분리하였다. 이 실험식과 균열에서의 누설률 예측에 사용되고 있는 기존의 유동마찰계수 관련 실험식들을 상호 비교하였다. 레이놀즈 수의 적용범위가 상이함에도 불구하고 개발한 실험식이 0.1~0.35 에서는 레이놀즈 수가 높은 경우에 적용되는 실험식들과 유사한 값을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.775-783
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• 1995

CANDU원자로에서 압력관의 건전성을 향상시키기 위한 방안으로 압력관의 두께를 증가시키는 방법과 압력관 제조공정에서 초기수소농도를 줄이는 방법이 연구중에 있다. 본 연구에서는 압력관 두께증가가 가동중 압력관의 안전여유도에 미치는 영향과 새로운 압력관의 낮은 수소농도가 파손의 주원인인 DHC에 미치는 영향에 대해 연구하였다. 가동중 압력관에 날카로운 결함이 발생할 경우 5.2mm두꺼운 압력관은 안전여유도 관점에서 현행 2mm 압력 관에 비해 25% 증가효과를 보이는 것으로 나타났다. LBB평가에서도 두꺼운 압력관은 DHC 발생에 필요한 초기균열 길이 (a), 중수누설 감지 시점에서의 균열길이 (Lp), 중수누설후 압력관 파단까지의 허용시간(t)등에서 많은 이점이 있는 것으로 평가되었으며, 또한 LOCA시 압력관 파단관점에서도 유익한 것으로 나타났다. 여러가지 다른 두께 및 다른 초기수소농도를 갖는 압력관을 대상으로 20년 가동후의 총 누적 수소량을 계산한 결과, 5ppm의 초기 수소량을 갖고 두께가 5.2 mm인 압력관이 가장 우수한 저항성을 보였다. 결함 성장평가에 있어서 초기에 낮은 수소량을 갖는 압력관은 20년 가동후에도 수소화물의 석출이 일어나는 TSS 도달 온도가 낮게 유지되며 냉각시 균열성장량도 매우 적은 것으로 나타났다.