• Journal of the KSME
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• v.33 no.8
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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.

• Journal of the Korean Institute of Gas
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• v.7 no.3 s.20
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• pp.58-64
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• 2003

This paper presents design safety analysis of pressure vessels. The gas pressure and thermal loads are applied to the pressure vessel simultaneously. In this study, ASME Sec. VIII Div. 2 code was accepted for the safety design of high-pressure vessel. And this result was analyzed using a coupled thermal-mechanical FEM analysis technique. The FEM computed result shows that ASME design code may not guarantee for combined loads of high gas pressure and thermal loads. And solid pressure vessel may be safe compared to other pressure vessels with supporting rings round the cylinder body.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.31 no.5
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• pp.235-241
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• 2018

The internal pressure is a critical parameter for designing a pressure vessel. The static pressure that a pressure vessel must withstand is usually determined according to the various codes and standards with simple formula or numerical simulations considering the geometric parameters such as diameter and thickness of a vessel. However, there is no specific codes or technical standards we can use practically for designing of pressure vessels which have to endure the detonation pressure. Detonation pressure is a kind of dynamic pressure which causes an impulsive pressure on the vessel wall in a extremely short time duration. In addition, it is known that the magnitude of reflected pressure at the vessel wall due to the explosion can be over twice the incident pressure. Therefore, if we only consider the reflected pressure, the design of the pressure vessel can be too conservative from the economical point of view. In this study, we suggest a practical method to evaluate the magnitude of maximum allowable pressure that the pressure vessel can withstand against the detonation inside a vessel. As an example to validate the proposed method, we consider the pressure vessel containing hydrogen gas.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 1997.11a
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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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.

• 한국전기화학회:학술대회논문집
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• 2005.07a
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• pp.201-206
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• 2005

본 연구는 기 개발 완료된 천연가스차량용 200bar급 Type 3 복합재 압력용기를 개발로 축척된 핵심요소기술과 실질적인 경험을 바탕으로 수소연료전지 차량에 탑재할 350bar급 Type 3 복합재 압력용기에 대한 설계/해석과 시험평가의 핵심적인 사항을 고찰하였다. 설계/해석에는 350bar급 Type 3 복합재 압력용기에 대한 3차원 비선형 유한요소 모델링 및 해석기법이 제시되었고, 설계된 라이너형상과 와인딩 패턴을 이용하여 필라멘트 와인딩 공법으로 1차시제품을 제작하였다. 제작된 시제품에 대하여 파열시험 및 반복피로시험을 수행하여 설계/해석 기법의 타당성을 검증하였다.

• Nuclear industry
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• v.5 no.1 s.23
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• pp.36-44
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• 1985

• Composites Research
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• v.23 no.3
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• pp.37-42
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• 2010

The fiber material properties, elastic constant and strength, are the most important factors among the various material properties for the design of composite pressure vessel, because of it's dominant influence on the performance of composite pressure vessel. That is, the deformation and burst pressure of pressure vessel highly affected by the fiber material properties. Therefore, the establishment of test method for exact fiber material properties is a priority item to design a composite pressure vessel. However, the fiber material properties in filament wound pressure vessel is very sensitive on various processing variables (equipment, operator and environmental condition etc..) and size effect, so that it isn't possible to measure exact fiber material properties from existing test methods. The hydro-burst test with full scale pressure vessel is a best method to obtain fiber material properties, but it requires a enormous cost. Thus, this paper suggests a newly developed test method, hoop ring test, that is capable of pressure testing with ring specimens extracted from real composite pressure vessel. The fiber material properties from hoop ring test method showed good agreement with the results of hydro-burst test with full scale composite pressure vessels.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.550-555
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• 1996

기존 발전소의 재장전수탱크는 격납용기 외부에 설치되어 있으며, 압력/차압 계측기를 이용하여 재장전 수탱크 수위를 측정하고 있다. 한편, 개량형 경수로기 경우에는 재장전수탱크를 격납용기 하부에 설치하도록 되어 있으므로 격납용기 벽이나 수집체적조 및 원자로 공동과 인접하게 되어 수위감시를 위한 압력/차압 계측기를 격납용기내에 설치하는 것은 매우 어려울 것으로 판단된다. 따라서, 본 논문에서는 격납용기내 재장전수탱크, 수집체적조 및 원자로 공동 수위계측기에 적용되는 미국 원자력규제위원회 및 전력연구소의 설계기준, 환경 및 기기생존 요건들을 검토한 후, 이에 따라 이 계측기들이 유지해야 할 설계 기능요건을 평가하고, 수위계측기의 형태 선정에 필요한 설계고려사항들을 파악하여 개량형 원자로의 해당 수위계측기의 선정 및 설계와 관련된 개념들을 설명하였다. 검토결과, 격납용기내 재장전수탱크 수위지시를 위해서는 압력/차압 계측기를 격납용기 외부에 설치하고, 수집체적조 및 원자로 공동의 수위감시를 위해서는 부유형 감지기를 사용하는 것이 발전소 운전 및 보수측면에서 장점이 있는 것으로 판단되어 이를 개량형 경수로 설계에 적용할 것을 제안하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.119-124
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• 1997

원자로 압력용기의 수명연장을 위해 중성자속 조사량을 감소시키려면 여러 가지 방법이 있고, 각 방법의 효율성을 비교 검토하기 위해서는 새로운 노심 해석 방법이 필요하였다. 본 연구에서는 고리 원자력 1 호기 반사체영역에 Radial Reflector를 삽입한 경우에 대해 노달코드를 이용하여 압력용기 표면의 중성자속 분포를 계산하는 방법론을 개발하고, Radial Reflector 설치의 효과를 검토하였다.