• Computational Structural Engineering
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• v.8 no.4
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• pp.189-198
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• 1995

The conventional finite element formulations for incompressible materials show pressure oscillations or pressure modes in four-node quadrilateral elements of commonly used displacement and pressure interpolations. The criterion for the stability in the pressure solution is the so-called Babugka-Brezzi stability condition, and the above elements do not satisfy this condition. In this study, a pressure continuity residual based on the pressure discontinuity at element interfaces is used to study the stabilization of pressure solutions in bilinear displacement-constant pressure four-node quadrilateral elements. This pressure residual is implemented in Q1P0 element derived from the conventional incompressible elasticity. The pressure solutions can be stable with the pressure residual though they exhibit sensitivity to the stabilization parameters. Parametric study for the solution stabilization is also discussed.

• 연구논문집
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• s.28
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• pp.21-37
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• 1998

Atmospheric pressure in a tunnel rises in proportion to the square of train’s speed as it enters a tunnel. This pressure difference propagates into the train and cause aural discomfort to the passengers. In order to alleviate the aural discomfort of them. a new ventilation system has been designed and tested. This system controls the charged and discharged by flow rate by detecting the air pressure generated outside and inside of the train. Test to confirm the fundamental performance of the system was carried out. Consequently, this system was found to be able to alleviate the aural discomfort effectively. Application of the system to TGV-K running in the speed range of 350km/h is considered to have good propospect.

• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.789-794
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• 1998

원전수명관리 측면에서 경수로와 중수로를 비교해 보면, 경수로의 경우 원자로 압력용기가 주요기기중 가장 중요한 위치에 있는 반면에 중수로는 압력관이 가장 중요한 기기이다. 압력관 손상종류는 DHC와 dimensional change로 크게 분류되는데 dimensional change는 creep, 부식마모, 처짐현상으로 구분된다. 본 논문에서는 creep과 부식마모 현상 발생시 예상되는 압력관 두께 변화를 계산하였으며, 중수로 수명관리 측면에서 가동 시작년도부터 50년까지 변화되는 두께를 ASME 허용기준과 비교하였다. creep과 부식마모에 의하여 감소 예상되는 압력관 두께는 50년까지 모두 ASME 허용 Margin안에 있음을 볼 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.205-209
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• 1996

원자로 입구노즐에서 원자로 냉각재 펌프에 의한 맥동압력 준위를 원자로 하향통로와 저온 관을 상관시켜 예측하는 방법에 관하여 분석하였다. 원자로 하향통로에서의 맥동압력은 원자로 내부구조물의 건전성 평가에 쓰이는 중요한 인자로 이 값을 정확히 구하기 위해서는 경계조건인 입구노즐에서의 맥동압력을 정확히 예측해야 한다. 이를 위해 원자로 하향통로와 저온관을 상관시켜 원자로 입구노즐에서의 펌프에 의한 맥동압력 준위를 계산하였으며 Palo Verde Unit 1의 실험치와 비교 분석하였다. 분석 결과, 제시된 맥동압력 준위 예측모델은 500℉의 경우 비교적 잘 일치하였으나, 565℉의 경우 상당한 차이가 있었으므로 추가적인 검토 및 수정 작업이 요구된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.386-391
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• 1998

국내 가압경수로 가압기 안전밸브는 운영기술지침서에 따라 운전 중과 같은 환경조건에서 압력설정치(2,485 psig) 시험을 수행하도록 규정되어 있다. 가압기 안전 밸브는 일정한 주기로 압력설정치 시험이 수행되고 있으나, 시험시의 주변 온도, 사용 유체 등 그 시험 조건에 따라 압력설정 허용치 $\pm$1% 이상의 편차가 발생할 수 있음이 확인되고 있다. 본 연구에서는 압력설정치 시험시의 주변온도 상태에 따른 설정치 변동 사례를 조사하고, 보수 후 압력설정치 조정을 위한 대체 방안과 그 문제점을 고찰하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.440-445
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• 1996

본 논문에서는 가압기에 기포가 형성되기전 원자로 냉각재계통의 압력을 자동으로 제어할 수 있는 원자로 냉각재 압력 제어기를 개발하여 원전 시뮬레이터를 통해 설계된 제어기의 성능시험을 수행하였다. 그 결과 냉각재의 압력변동을 주는 환경 요인 발생시에도 설정치에 안정된 압력제어 특성을 보여주었다. 원전 기동시 압력제어에 본 논문에서 제안한 제어기를 적용할 경우 운전원의 운전부하를 줄여줄 것으로 예측된다.

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• s.323
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• pp.53-59
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• 2003

미국 일리노이주의 발전설비 기술기준 체계의 근간을 이루는 것은 ''보일러 및 압력용기안전법(Boiler and Pressure Vessel Safety Act)''(이하 ''법'')으로 일리노이주 의회의 표결이 의한 통과와 주지사의 재가에 의해 법률로 제정된다. State of Fire Marshal(이하 ''소방청'') Dvision of Boiler and Pressure Vessel Safety(이하 ''보일러 및 압력용기안전본부'') 그리고 Board of Boiler and Pressure Vessel Rules(보일러 및 압력용기법위원회)가 법의 제정, 대체 및 개정의 권한을 갖고 있다. 보일러 및 압력용기안전법은 1951년 제정되었으며, 법에서 규정한 예외사항을 제외한 보일러 및 압력용기의 건조$\cdot$설치$\cdot$수리$\cdot$유지$\cdot$교체$\cdot$사용$\cdot$운영에 대한 것을 규정하고 있다. 또한 ''보일러 및 압력용기법위원회''(이하 ''위원회'')를 설립하도록 하고 있다. 위원회는 법의 개정$\cdot$관리, 각종 수수료 책정 등 일리노이주의 보일러 및 압력용기에 대한 전반적인 사항을 관장한다. 보일러 및 압력용기안전법 2002년도 판의 내용을 기초로 하여 미국 일리노이주 발전설비 기술기준의 최근 체계에 대해 소개한다.

• Proceedings of the Korean Geotechical Society Conference
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• 2010.09a
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• pp.97-108
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• 2010

발포우레탄 패커를 이용한 압력식 쏘일네일링 공법은 기존 쏘일네일링 공법의 단점을 보완하기 위하여 개발되었으며, 그라우팅 두부에 패커를 설치하여 네일 정착부를 완전히 밀폐하고 압력 그라우팅을 실시하여 정착부의 유효직경 및 인발저항력을 증가시켜 안전율을 향상시키는 공법이다. 압력식 쏘일네일링 공법에 대한 효용성을 검증하기 위하여 발포우레탄 패커 특성시험 및 현장조건을 묘사한 실내 그라우팅 주입실험, 현장시험 및 FEM해석을 수행하였다. 본 공법의 필수요소인 발포우레탄 패커의 정착력 확인을 위한 패커 특성시험 결과, 공내에 작용하는 압력에 대하여 패커가 충분히 저항함을 알 수 있었으며, 인발저항력 증가 원인 분석을 위한 실내 및 현장 시험결과, 압력 그라우트에 의하여 그라우트의 품질확보, 보강력증가 및 주변지반의 압밀효과를 확인 하였다. 끝으로 압력식 쏘일네일링 공법을 적용한 사면 및 흙막이 벽체 설계/시공 사례를 분석하여 현장 적용시 본 공법의 효용성 및 대처능력의 우수함을 입증하였다.

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
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• 2000.12a
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• pp.318-324
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• 2000

액체로켓인 KSR-III는 점화시 및 연소실 압력의 이상 저하시 추진제가 지나치게 많이 공급되는 것을 막기 위하여 케비테이션 벤튜리를 사용한다. 본 연구에서는 Fluent가 제공하는 케비테이션 모형을 사용하여 케비테이션 벤튜리 내부의 공동 발생과 이에 따른 유량제어 현상을 해석하였다. 케비테이션 모형은 공동의 붕괴를 효과적으로 예측하지 못하는 단점이 있지만 벤튜리를 통과하는 유량은 공동이 발생하는 위치에서 유효 유로 감소에 의하여 제한되므로 유량제어 현상을 성공적으로 관찰할 수 있었다. 결과로서 벤튜리 상류의 압력이 일정하게 유지될 때 하류의 압력 변동에 대하여 유량이 변화하지 않음을 확인하였다. 상류의 압력이 24.1bar로 일정하게 유지되고 벤튜리에서 압력차이가 3bar 이하일 때 공동은 발생하지 않았다. 압력차가 6bar 이상일 때 공동이 발생하며 (압력차 6bar인 경우와 비교하여) 9bar, 12bar의 압력차에 대한 유량 증가는 각각 $5\%,\;7\%$에 그쳐 주어진 작동조건에서 벤튜리로 유량제어가 가능하였다.