• 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.

• 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.

• 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 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.

• 한국전기화학회:학술대회논문집
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• 한국전기화학회 2005년도 수소연료전지공동심포지움 2005논문집
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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.

• 원자력산업
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• 제5권1호통권23호
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• pp.36-44
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• 1985

• Composites Research
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• 제23권3호
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• pp.37-42
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• 2010

섬유 방향 강성과 강도는 복합재 압력 용기의 성능과 밀접한 관계를 갖기 때문에, 압력 용기 구조 설계시에 다른 물성들보다 중요 설계 인자가 된다. 즉 복합재 압력 용기의 내압 변형 및 파열 압력은 섬유 물성에 의해 큰 영향을 받는다. 그러므로 정확한 섬유 방향 물성을 측정할 수 있는 기법을 확립하는 것이 복합재 압력 용기 설계 전에 우선되어야 한다. 그러나 복합재 압력용기의 섬유 방향 물성은 제작 공정 변수(와인딩 장비, 작업자, 작업환경 등)와 크기 효과에 의해 큰 영향을 받으므로 기존의 시편 시험 방법으로는 정확한 섬유 방향 물성 측정이 어렵다. 섬유 물성을 측정하는 가장 이상적인 시험 방법은 실물 압력용기 파괴시험이지만 많은 비용이 소요되어, 제품으로부터 다량의 링 시편을 채취, 내압 시험을 할 수 있는 Hoop ring 시험 방법이 제시되었다. Hoop ring 시험과 실물 압력용기의 수압 파괴 시험으로부터 구한 섬유 방향 물성들은 근접된 좋은 일치를 나타내었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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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.