• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.796-802
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• 1995

본 연구의 목적은 원자력 배관용 스테인레스강의 J-R곡선을 예측하기 위한 2가지 방법 올 제시하는 것이다. 첫 번째 방법에서는 균열길이/시편폭 비를 변수로 한 탄소성 유한요소해석을 수행하여 파괴변형률에 근거한 P-$\delta$곡선을 얻고, 이 결과로부터 일반궤적법을 응용하여 J-R곡선을 구하였다. 두 번째 방법에서는 $\sigma$-$\varepsilon$곡선과 J-R곡선의 상관관계를 통계처리하여 응력-변형률시험결과로부터 J-R곡선을 예측할 수 있는 실험식을 제시하였다. 본 연구에서 제시한 방법들을 이용하여 구한 예측결과는 실험결과와 대체로 잘 일치하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제21권11호
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• pp.1796-1808
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• 1997

In order to perform leak-before-break design of nuclear piping systems and integrity evaluation of reactor vessels, full stress-strain curves and fracture resistance(J-R) curves are required. However it is time-consuming and expensive to obtain J-R curves experimentally. To resolve these problems, three different methods for predicting J-R curves from tensile data were proposed by the authors previously. The objective of this paper is to develop a computer program based on those J-R curve prediction methods. The program consists of two major parts ; the main program part for the J-R curve prediction and the database part. Several case studies were performed to verify the program, and it was shown that the predicted results were, in general, in good agreement with the experimental ones.

• 대한기계학회논문집A
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• 제33권9호
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• pp.930-937
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• 2009

The estimation method of the fracture resistance curve for the pipe specimen was proposed using the load ratio method for the standard specimen. For this, the calculation method of the load - CMOD curve for the pipe specimen with the common format equation(CFE) was proposed by using data of the CT specimen. The proposed method agreed well with experimental data. The J-integral value and the crack extension were calculated from the estimated load - CMOD data. The fracture resistance curve was estimated from the calculated J-integral and the crack extension. From these results, it have been seen that the proposed method is reliable to estimate the J-R curve of the pipe specimen.

• 대한기계학회논문집
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• 제19권4호
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• pp.1051-1061
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• 1995

In order perform leak-before-break design of nuclear piping systems and integrity evaluation of reactor vessels, full stress-strain (.sigma. - .epsilon.) curves and fracture resistance (J-R) curves are required. However it is time-consuming and expensive to obtain J-R curves experimentally. The objective of this paper is to develop two methods for J-R curve prediction. In the first method, elastic-plastic finite element analyses for a series of crack length / specimen width ratio were performed. Accordingly the load versus load line displacement (P .delta.) curve corresponding to the fracture strain is obtained and the J-R curve based on the generalized locus method is obtained. In the second method, the correlation between .sigma.-.epsilon. curves and J-R curves was statistically analyzed and an empirical equation to predict the J-R curve from the .sigma.-.epsilon. test result is proposed. A good correlation between the predicted results based on the proposed methods and the experimental ones is obtained.

• 대한기계학회논문집A
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• 제21권11호
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• pp.1786-1795
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• 1997

In order to perform leak-before-break design of nuclear piping systems and integrity evaluation of reactor vessels, full stress-strain curves and fracture resistance (J-R) curves are required. However it is time-consuming and expensive to obtain J-R curves experimentally. The objective of this paper is to modify two J-R curve prediction methods previously proposed by the authors and to propose an additional J-R curve prediction method for nuclear piping materials. In the first method which is based on the elastic-plastic finite element analysis, a blunting region handling procedure is added to the existing method. In the second method which is based on the empirical equation, a revised general equation is proposed to apply to both carbon steel and stainless steel. Finally, in the third method, both full stress-strain curve and finite element analysis results are used for J-R curve prediction. A good agreement between the predicted results based on the proposed methods and the experimental ones is obtained.

• 대한기계학회논문집A
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• 제31권1호
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• pp.70-76
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• 2007

Elastic-plastic fracture mechanics is popularly used for integrity evaluation of major components, however, it is not easy to extract standard specimens from operating facility. This paper examines how ductile fracture toughness is characterized by a small punch testing technique in conjunction with finite element analyses incorporating a damage model. At first, micro-mechanical parameters constituting Rousselier model are calibrated for typical nuclear materials using both estimated and experimental load-displacement (P-$\delta$) curves of miniaturized specimens. Then, fracture resistance (J-R) curves of relatively larger standard CT specimens are predicted by finite element analyses employing the calibrated parameters and compared with corresponding experimental ones. It was proven that estimated results by the proposed method using small punch specimen is promising and might be used as a useful tool for ductile crack growth evaluation.

• 콘크리트학회논문집
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• 제14권6호
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• pp.900-909
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• 2002

섬유는 콘크리트의 취약점인 인장 및 균열저항성을 증가시켜 그 효용성을 크게 한다. 그러나, 섬유의 균열저항성을 합리적으로 예측하기 위해서는 균열후의 거동예측기법이 정립되어야 한다. 따라서, 본 연구의 목적은 최근 들어 개발되고 있는 구조용 합성섬유 보강콘크리트의 균열후 거동(Post-Cracking Behavior)을 예측하기 위한 해석기법을 제시하는데 있다. 이를 위하여 합성섬유 보강 콘크리트 보의 균열단면해석에 있어서, 우선적으로 균열단면을 강체운동으로 가정하고, 균열폭(crack width) 및 균열면에 대해 기울기 90$^{\circ}$ 인 단일섬유의 인발실험(pullout test)에 의한 인발 하중(pullout load)과 변위(slip)의 관계를 이용하여 개개 섬유의 균열이후 거동을 묘사하였다. 또한 실제 섬유의 매립방향과 매립길이의 다양성을 확률적으로 고려하여 균열면에서의 유효섬유개수를 산정한 뒤에 FRC 보의 휨거동해석을 수행하였고, FRC 보 실험을 시행한 결과와 비교한 결과 잘 일치하는 것으로 나타났다. 본 해석결과로부터 하중-처짐 곡선, 모멘트-곡률 곡선 등을 도출할 수 있으며, 본 연구의 모델은 일정수준의 균열 저항성 또는 인성지수(toughness performance)를 얻기 위한 섬유의 기하형상을 개발하는데 유용한 방법으로 사용될 수 있다. 또한 평균응답, 파괴모드의 운동학으로 표현된 이 모델은 FRC 보 실험 결과들을 유사하게 예측할 수 있기 때문에 앞으로 섬유보강콘크리트 부재의 합리적인 설계 및 해석에 효율적으로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제21권1호
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• pp.75-84
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• 2009

이전 연구에서 제안된 변형률 기반 전단강도모델에 근거하여, 프리스트레스트 콘크리트 보의 전단강도를 예측하기 위한 해석모델을 제안하였다. 전단보강 되지 않은 콘크리트 보에서는 일반적으로 인장대보다 콘크리트 압축대가 주로 전단력에 저항한다. 콘크리트의 전단성능은 콘크리트의 재료 파괴기준을 통해 정의된다. 압축대의 전단성능은 단면에 작용하는 수직응력과의 상관관계를 고려하여, 경사 파괴면을 따라서 산정된다. 압축대의 수직응력 분포는 부재의 휨변형에 따라 변화하므로, 압축대 단면의 전단성능은 휨변형에 대한 함수이다. 보의 전단강도는 전단성능 곡선과 전단수요 곡선의 교점에서 결정된다. 제안된 해석모델을 기존 연구자들의 실험 연구 결과와 비교한 결과, 실험체의 전단강도를 정확하게 예측하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제28권4호
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• pp.352-361
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• 2004

One important element of the Leak-Before-Break analysis of nuclear piping is how to determine relevant fracture toughness (or the J-resistance curve) for nonlinear fracture mechanics analysis. The practice to use fracture toughness from a standard C(T) specimen is known to often give conservative estimates of toughness. To improve the accuracy, this paper proposes a new method to determine fracture toughness using a nonstandard testing specimen, curved wide-plate in tension. To show validity of the proposed curved wide-plate test, the J-resistance curve from the full-scale pipe test is compared with that from the curved wide-plate test and that from the C(T) specimen. It is shown that the J-resistance curve form the curved wide-plate tension test is similar to, but that from the C(T) specimen is lower than, the J-resistance curve from the full-scale pipe test. Further validation is performed by investigating crack-tip constraint conditions via detailed 3-D FE analyses, which shows that the crack-tip constraint condition in the curved wide-plate tension specimen is indeed similar to that in the full-scale pipe under bending.

• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 2008년도 춘계 학술발표회 제20권1호
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• pp.197-200
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• 2008

이전 연구에서 제안된 변형률 기반 전단강도모델을 휨-압축 부재에 적용하여, 프리스트레스트 콘크리트 보의 전단강도를 예측하기 위한 해석모델을 제안하였다. 전단보강 되지 않은 콘크리트 휨-압축 부재에서는 균열발생 이후, 일반적으로 인장대보다 콘크리트 압축대가 주로 전단력에 저항한다. 압축대 콘크리트의 전단성능은 콘크리트의 재료 파괴기준을 통해 정의된다. 그리고 압축대의 전단성능은 단면에 작용하는 수직응력과의 상관관계를 고려하여, 주응력방향에 의해 결정되는 파괴면을 따라서 산정된다. 압축대의 수직응력 분포는 부재의 휨변형에 따라 변화하므로, 압축대 단면의 전단성능은 휨변형에 대한 함수이다. 부재의 전단강도는 전단 성능 곡선과 수요 곡선의 교점에서 결정된다. 제안된 해석모델을 기존 연구자들의 실험 연구 결과와 비교한 결과, 실험체의 전단강도를 정확하게 예측하였다.