• 한국응급구조학회지
• /
• 제27권3호
• /
• pp.33-46
• /
• 2023

Purpose: This study aims to evaluate the risk of work-related musculoskeletal disorders (WMSDs) in 119 EMT during patient-carrying tasks using a long backboard (LBB) and a variable stretcher. Methods: Manikins were used as patients, and 45 new 119 EMT from K Fire Academy were filmed performing patient-carrying tasks on stairs. The tasks were analyzed using Ovako working posture analysis system (OWAS) and Rapid entire body assessment (REBA). Results: In using LBB, the OWAS score was Mode 3(Mean 2.37, Maximum 3), requiring as soon as possible corrective action, the REBA score was Mode 11(Mean 9.16, Maximum 11), requiring immediate improvement. In using variable stretcher, the OWAS score was Mode 1(Mean 2.33, Maximum 3), non-necessity for corrective action, the REBA score was Mode 9(Mean 8.0, Maximum 11), requiring as soon as possible. Conclusion: In conclusion, improvement was needed in one task (carrying a patient using a LBB) in the OWAS and in two tasks (carrying a patient using a LBB, carrying a patient using a variable stretcher) in the REBA. Thereby, required attention and management of WMSDs during training. In addition, it is essential to carry out objective and quantitative assessments through ergonomic analysis by occupational health professionals when designing future training programs to prevent WMSDs.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제47권6호
• /
• pp.712-718
• /
• 2015

Cast duplex stainless steels are susceptible to thermal aging during long-term service at temperatures ranging from $280^{\circ}C$ to $450^{\circ}C$. To analyze the effect of thermal aging on leak-before-break (LBB) behavior, three-dimensional finite element analysis models were built for circumferentially cracked pipes. Based on the elasticeplastic fracture mechanics theory, the detectable leakage crack length calculation and J-integral stability assessment diagram approach were carried out under different bending moments. The LBB curves and LBB assessment diagrams for unaged and thermally aged pipes were constructed. The results show that the detectable leakage crack length for thermally aged pipes increases with increasing bending moments, whereas the critical crack length decreases. The ligament instability line and critical crack length line for thermally aged pipes move downward and to the left, respectively, and unsafe LBB assessment results will be produced if thermal aging is not considered. If the applied bending moment is increased, the degree of safety decreases in the LBB assessment.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제38권7호
• /
• pp.639-656
• /
• 2006

In order to apply the leak before break (LBB) concept to nuclear piping systems, the dynamic strain aging effect of low carbon steel materials has to be taken into account, in compliance with the requirements of the Korean Standard Review Guide (KSRG) 3.6.3-1. For this goal, J-R tests are needed for a range of various temperatures and loading rates, including dynamic loading conditions. In the dynamic loading J-R test, the unloading compliance method can not be applied to measure the crack growth and direct current potential drop (DCPD) method; this method also has a problem defining the crack initiation point. The normalization method is known as a very useful method to determine the J-R curve under dynamic loading because it does not need additional equipment or complicated loading sequences such as electric current or unloading. This method was accepted by the American Society for Testing and Materials (ASTM) as a standard test method E1820 A15 in 2001. However, it has not yet been clearly verified yet if the normalization method is sufficiently reliable to be applied to LBB. In this study, the basic background of the J-integral, LBB and dynamic loading J-R test are explained, and the current status for dynamic loading J-R test methods are reviewed from the view point of LBB for nuclear piping. In particular, the theoretical and historical background of the normalization method which has received attention recently, is summarized. Recent studies for this method are introduced and future works are suggested that may improve the reliability of LBB for nuclear piping.

• 원자력산업
• /
• 제16권6호통권160호
• /
• pp.51-56
• /
• 1996

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제25권2호
• /
• pp.204-214
• /
• 1993

본 논문은 원자력발전소의 배관설계에 파단전 누설(leak-before-break : LBB) 개념이 적용됨에 따라 새롭게 해석대상이 된 분기관파단에 의한 노심지지배럴의 쉘응답을 계산한 것이다. 앞으로 직경 10인치 이상의 고에너지 배관에 대해 LBB 개념이 적용될 것으로 예상되는 바, 이 경우 LBB 적용대상에서 제외되는 유일한 1차측 배관인 3인치 가압기 분무관의 파단을 가정하였고 이때 노심 지지배럴에 가해지는 쉘응답을 구하였다. 이들 응답을 직경 10인치 이상인 배관파단시의 응답과 비교한 결과 앞으로 직경 10인치 이상의 배관에 대해 LBB 개념이 적용될 경우 배관파단에 대한 노심지지배럴의 쉘응답은 무시할 수 있음을 보였다.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제40권9호
• /
• pp.821-826
• /
• 2016

원자력 배관 설계에는 파단전 누설(leak before break, LBB) 개념이 사용되고 있다. LBB 개념의 적용을 위해서는 관통균열을 통한 누설률을 정확하게 예측할 수 있어야 한다. 단면적이 일정한 관통균열에 대한 누설률 해석은 많이 이루어지고 있으나 실제 관찰되는 관통균열에서는 배관 내면 쪽과 외면 쪽의 단면적이 다른 경우가 많이 발생된다. 따라서 본 논문에서는 유동경로를 따라 선형적으로 변화하는 단면적을 가진 관통균열에 대하여 누설률을 평가하여 단면적의 분포가 누설률에 미치는 영향을 살펴보았다. 또한 클래딩 등에 의하여 두께 방향으로 이중 재료로 된 배관에 존재하는 관통균열에 대해서도 누설률을 평가하여 유동경로를 따라 달라지는 균열면 형태학적 변수가 누설률에 미치는 영향을 살펴보았다.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제39권7호
• /
• pp.729-736
• /
• 2015

본 논문에서는 파단전누설 평가를 위한 J-R 파괴인성시험에 미치는 시편 크기와 측면 홈의 영향을 분석하였다. 이를 위해서 SA508 Gr.1a 배관재에서 채취된 측면 홈이 가공되거나 가공되지 않은 크기가 다른 3종류의 CT 시편(12.7mm 두께의 1T-CT, 25.4mm 두께의 1T-CT, 25.4mm 두께의 2T-CT)을 이용하여 상온과 $316^{\circ}C$에서 J-R 시험을 수행하였다. 시험 결과, 시편 두께에 관계없이 측면 홈이 가공된 시편은 측면 홈이 없는 시편에 비해 낮은 J-R 곡선을 보였으며, 상온에 비해 $316^{\circ}C$에서 측면 홈의 영향이 더욱 뚜렷하였다. 상온에서는 시편의 두께가 감소하고 폭이 증가함에 따라 J-R 곡선이 약간씩 감소하는 경향을 보였으나, $316^{\circ}C$에서는 시편의 두께가 감소하고 폭이 증가됨에 따라 J-R 곡선이 증가하였다. 그러나 SA508 Gr.1a 배관재에서 전체적으로 시편의 폭과 두께에 따른 J-R 곡선의 변화는 크지 않았다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.305-311
• /
• 1998

최근들어 고려된 LBB(Leak Before Break) 적용요건중 동적파괴시힘 절차에는 울진 3&4호기 이후 파단전누설개념이 적용되는 배관이 탄소강으로 제작될 경우. 이 배관이 Dynamic Strain Aging (DSA)에 의해 파괴저항치가 감소되지 않는다는 것이 정량적으로 입증되지 않는 한, 동 배관의 파괴 물성치 결정시 DSA의 영향이 고려되어야 하며, DSA 영향을 평가하기 위해서는 동적과괴시험이 수행되어야 함을 요건화 하고 있다. 본 연구에서는 DSA 효과에 의한 파괴저항(J-R) 특성의 저하가차세대원전 원자로냉각재배관 파단전누설개넘(LBB) 적용시 설계 안전여유도에 영향을 미치지 않는 정도임을 평가하는데 있다. 따라서 ASME Section III에서 탄소강으로 분류하고 있는 강종별 파괴인성 변화를 고찰하고, 차세대원전 주냉각재배관 재료인 SA508 Class la의 최대 파괴인성 감소치를 예측하여, 울진 3&4호기에서 측정된 엘보우용 SA516-Gr.70 강의 DSA 영향 평가 결과와 비교 분석하여 차세대원전 주냉각재배관의 DSA영향을 평가하였다. 도출된 결론으로는 DSA 영향을 고려한 SA508 Class la의 J 및 dJ/dA 값은 극히 보수적으로 추정할 때 50% 이상 감소하는 것으로 예측된다. 이러한 DSA 영향을 고려하였을 경우 배관재 모재의 파괴인성치는 Weld-SAW의 J/T 값 수준으로 감소하였다. 그러나 현 LRB 해석이 가장 낮은 J/T값을 갖는 Weld-SAW Auto의 균열길이 2a인 J/T선도에 의거하여 수행되고 있다는 점을 고려한다면 비록 DSA가 배관재에 영향을 주는 가장 보수적인 값(J 및 dJ/dA값을 50% 이상)을 사용한다고 하더라도 차세대원전 LBB 적용에 문제가 되지 않음을 알 수 있다. 즉 차세대원자로 주냉각재배관에 LBB를 적용하는데는 DSA 영향은 상대적으로 중요하지 않다는 결론을 얻었다. 표면에 수소화물이 농축되어 있는 hydride layer가 형성됨을 관찰하였으며 ～5,000ppm 이상의 경우에는 수소화물의 방향성이 random하였으며 특히, ZIRLO$^{TM}$ 시편의 경우에서는 원주방향으로 길게 이어진 수소화물과 기계적 성질에 치명적인 반경방향의 수소화물이 평행하게 배열된 것을 관찰하였다.하였을 때는 Li$_2$O의 첨가에 의해 치밀화가 주로 일어났고, 반면에 $N_2$-7vol.%H$_2$ 분위기에서 소결하면 Li$_2$O의 첨가에 의해 작은 기공은 소멸되고 큰 기공이 생성되었다.지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minimal $X^{0}$ elements)로 가정한다. 즉, [+wh] 의미의 겹의문사는 동일한 구성요 소를 지닌 병렬적 합성어([$[W1]_{XO-}$ $[W1]_{XO}$ ]$_{XO}$)로

• 한국해양공학회지
• /
• 제12권1호
• /
• pp.50-57
• /
• 1998

The leak before break(LBB) concept is generalized on the design of LNG tanks, pressure vessels and nuclear reactor in that any leakage of containment, in whatever amount, will not result in catastropic failure. For this purpose it is necessary to determine the surface crack shape, the opening displacement and the risk of catastropic brittle fracture when it becomes a through crack. In this study the crack propagation behavior of surface flaws and the crack opening displacement of through cracks under combined membrane and bending stresses were investigated with fatigue tests and fracture toughness test of aluminium alloy A5083-O. And fracture mechanics analysis of the crack opening displacement of through cracks were made in order to develop a new model expressing the behaviors of COD under combined membrane and bending stresses.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.183-190
• /
• 1996

Leak-before-break(LBB) approach has been shown to be both cost and risk effective by reducing maintenance cost and occupational exposure when applied to high energy piping in nuclear power plants. For Korean Next Generation Reactor(KNGR) development, LBB is considered for the Main Steam Line(MSL) piping inside containment. Unlike the reactor coolant piping leakages which can be detected by particulate and gaseous radiation monitoring, main steam line leak detection systems must be based on principles that do not involve radioactivity. Ceramics are widely used as humidity sensor materials which can be further developed for nuclear applications. In this paper, we describe the progress in the development of ceramic humidity sensors for use with the main steam lines of KNGR.