• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.284-289
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• 1996

국산 원자로 압력용기강(ASME SA508 cl.3)을 대상으로 표준 샤피충격시험편(2 mm V- notch)과 피로균열(precracked Charpy) 시험편을 제작하여 계장화(instrumented)충격시험을 실시하고, 충격시험시 하중점(load point)의 변위(displacement) 혹은 시간의 변화를 하중의 변화와 함께 측정하였다. 측정결과를 파괴현상 및 파괴역학과 연계시켜 해석하므로서, 가능한한 소량의 시험편(혹은 시험공정)을 사용하여 필요로 하는 인성평가 관련 정보를 획득할 수 있도록 시도하였다. 그 결과, 파괴과정을 나타내는 하중의 변화를 이용하여 Shear fraction 을 예측할 수 있었고, 하중의 변화와 관계된 변위로부터 Lateral expansion을 추정할 수 있었다. 피로균열 시험편 시험결과로 부터는 충격시의 항복하중, 항복변위, 최고하중 등을 획득하여 균열크기의 함수로 표시되는 시험편 Compliance 를 계산하였고, Equivalent energy 법과 J-integral 법을 적용하여 원자로 압력용기강의 탄소성 동적파괴인 성을 평가할 수 있었다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제4권2호
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• pp.7-12
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• 2008

The purpose of this study is to present a methodology to estimate the capacity of the pressure relief valve which prevents overpressure of the pressure vessel in a cold state. In this methodology, the transient behavior of the flow rate through the pressure relief valve and the pressure inside the pressure vessel are considered. The result of this study shows the followings; The more the relief valve capacity is considered in excess, the more the initial relief flow rate and the initial pressure inside the pressure vessel are high and low respectively. When the relief valve capacity is determined properly, the pressure inside the pressure vessel maintains almost the same value, so the ASME code requirement will be met.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2004년도 추계학술대회 논문집
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• pp.1327-1330
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• 2004

An underwater robotic system has been developed and applied to visual inspection of reactor vessel internals. The Korea Electric Power Robot for Visual Test (KeproVt) consists of an underwater robot, a vision processor-based measuring unit, a master control station and a servo control station. The robot guided by the control station with the measuring unit can be controlled to have any motion at any position in the reactor vessel with $\pm$1 cm positioning and $\pm$2 degrees heading accuracies with enough precision to inspect reactor internals. A simple and fast installation process is emphasized in the developed system. The developed robotic system was successfully deployed at the Younggwang Nuclear Unit 1 for the visual inspection of reactor internals.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집A
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• pp.430-434
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• 2001

To perform the integrity evaluation of RPV more realistically, it is necessary to evaluate the metallurgical microstructure and residual stress considering more real phenomena such as multi-pass welding process and PWHT. Accordingly, firstly, this paper proposes the integrated assessment methodology systematically developed for residual stress on weldment of RPV by using thermodynamics, diffusion theory, finite element method and validation experiment. Also, the residual stress on circumferential weldment of reactor pressure vessel is calculated considering multi-pass welding process by the commercial finite element package, ABAQUS.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.675-680
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• 1995

원자로 압력용기 재료인 SA508-3 강의 인장소성변형에 따른 자기적 성질변화를 연구하였다. 소성변형에 따른 보자력, 잔류자화, 자기이력손실 및 Barkhausen Noise의 변화를 측정하였으며, 변형에 따른 자기적성질의 변화를 자구와 전위와의 상호작용으로 설명하였다. 강자성체의 자기적 성질과 기계적 성질 사이는 밀접한 관련이 있으며, 이를 이용하면 압력용기강의 조사효과 평가에 적용 할 수 있을 것으로 보인다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제16권2호
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• pp.153-163
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• 2003

원자로 용기의 온도-압력 한계곡선을 위하여 국내공동비교연구를 수행하였다. 국내 원전의 데이터를 이용하여 국내 각 기관에서 온도-압력 한계곡선 작성에 사용하고 있는 방법 및 기법을 비교하기 위하여 round robin 해석을 제안하였고 주어진 문제에 대하여 각 기관이 문제를 해석한 후 결과를 제출하여 이들을 분석함으로써 온도-압력 한계곡선 작성에 대한 표준 해석 자료를 만들어 추후 평가에 이용할 수 있도록 하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.301.1-301
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• 2002

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2000년도 춘계 학술발표회 논문집
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• pp.95-100
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• 2000

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.328.1-328
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.376-376
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• 1999