• 한국지진공학회논문집
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• 제6권5호
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• pp.59-66
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• 2002

철도나 고속철도에서 사용되는 장대레일은 연결부 근처에서 상부구조물간의 변위불일치로 인하여 부가적인 응력이 발생되게 되는데, 이 현상은 단순교에서보다 연속교에서 더 현저하게 나타난다. 철도는 가속과 정지 시의 안전뿐만 아니라 지진상태에서도 탈선이 일어나지 않고 안전하게 정지할 수 있도록 철도구조물의 응력과 변위에서 안전을 보장할 수 있어야 한다. 철도의 안전도를 확보하기 위해 시-제동하중, 온도하중에 의한 레일의 응력에 대한 해석방법은 많은 연구가 이루어져 왔으나, 그 방법이 정적 비선형해석을 바탕으로 하고있어 동적 비선형해석을 필요로 하는 지진하중은 고려되지 못하였다. 그러나, 철도교량의 장대레일과 같이 비선형 거동을 보이는 시스템에서는 교량상판의 상대변위와 레일의 응력과는 선형적인 관계가 정립되지 못하므로, 지진시 열차의 안전한 정지를 확인 하기 위해서는 지진에 대한 영향이 제대로 반영되도록 정적하중인 제동하중과 동적하중인 지진하중을 동시에 재하하여 레일의 응력을 계산하는 동적해석 방법이 요구된다. 본 연구에서는 장대레일을 사용할 때 문제가 되는 레일의 응력을 해석하기 위해 대만고속철도 설계시방서 기준을 만족하는 재료비선형이 고려된 동적해석방법을 개발하였으며 그 방법을 현재 대만에서 연약부지 위에 건설중인 고속철도 연속교에 대한 해석에 적용하였다.

• 대한토목학회논문집
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• 제35권2호
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• pp.255-264
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• 2015

SC (steel plate concrete)구조는 새로운 구조형식으로서 SC구조물의 내진설계에 적용할 수 있는 감쇠비의 규명이 필요하다. 이 연구에서는 실험적 방법을 통해 SC구조의 감쇠비를 분석하였다. 연구를 위하여 SC 전단벽 시편을 제작하고, 대형 진동대를 이용하여 진동시험을 수행하였다. 시험에서 계측한 가속도응답신호는 전달함수로 변환한 후 동적실험모드분석기법을 적용하여 분석하였다. 구조물의 감쇠비는 입력운동의 수준에 따라 달라질 수 있으며, 이 연구의 실험에서 적용한 입력운동의 수준은 시편의 항복강도의 절반보다 낮은 수준으로서 여기서 분석된 구조감쇠비는 약 4%정도이다. 이 연구결과를 고려하여 SC구조물의 운전기준지진에 대한 내진설계에는 4% 감쇠비를 적용할 수 있을 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권3호
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• pp.225-236
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• 2012

The Fukushima-Daiichi accident shook the world, as a well-known plant design, the General Electric BWR Mark I, was heavily damaged in the tsunami, which followed the Great Japanese Earthquake of 11 March 2011. Plant safety functions were lost and, as both AC and DC failed, manoeuvrability of the plants at the site virtually came to a full stop. The traditional system of Emergency Operating Procedures (EOPs) and Severe Accident Management Guidelines (SAMG) failed to protect core and containment, and severe core damage resulted, followed by devastating hydrogen explosions and, finally, considerable radioactive releases. The root cause may not only have been that the design against tsunamis was incorrect, but that the defence against accidents in most power plants is based on traditional assumptions, such as Large Break LOCA as the limiting event, whereas there is no engineered design against severe accidents in most plants. Accidents beyond the licensed design basis have hardly been considered in the various designs, and if they were included, they often were not classified for their safety role, as most system safety classifications considered only design basis accidents. It is, hence, time to again consider the Design Basis Accident, and ask ourselves whether the time has not come to consider engineered safety functions to mitigate core damage accidents. Associated is a proper classification of those systems that do the job. Also associated are safety criteria, which so far are only related to 'public health and safety'; in reality, nuclear accidents cause few casualties, but create immense economical and societal effects-for which there are no criteria to be met. Severe accidents create an environment far surpassing the imagination of those who developed EOPs and SAMG, most of which was developed after Three Mile Island - an accident where all was still in place, except the insight in the event was lost. It requires fundamental changes in our present safety approach and safety thinking and, hence, also in our EOPs and SAMG, in order to prevent future 'Fukushimas'.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제17권1호
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• pp.56-63
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• 2021

The feedwater ring is an assembly in steam generator internal piping, which distributes feedwater into the secondary side of the steam generator. It consists of an assembly of carbon steel piping, pipe fittings and J-nozzles which are inserted into the top of the feedwater ring and welded to the diameter of the ring. The feedwater ring at the attachment region of the J-nozzle may be susceptible to flow accelerated corrosion (FAC) due to flow turbulence which increases local fluid velocities. If a J-nozzle becomes a loose part, it can cause damage to tubing near the tube sheet. In this paper, the structural stress analysis for a wall thinned feedwater ring and integrity evaluations under assumed loading conditions are carried out in compliance with ASME B&PV SecIII, NB-3200.

• 한국지진공학회논문집
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• 제5권3호
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• pp.65-71
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• 2001

원자력발전소(원전)는 운전기준지진(OBE) 초과지진 발생시 안전성 검사와 시험을 위하여 운전을 정지하여야 하는데, 계측된 지진기록의 누적절대속도(CAV)계산 값이 0.16g-sec를 초과하고 OBE 응답스펙트럼을 초과하면 OBE를 초과한 것으로 고려하게 된다. 이 CAV 기준은 발전소의 지진 특성과 구조물의 특성에 따라 다르므로, 발전소에 적합한 CAV 기준을 설정하여야 한다. 국내 원전에 적합한 CAV 기준 값을 설정하기 위하여, 각 방향에서의 지진하중에 일관되게 반응하도록 고안한 원통모양의 아크릴 봉을 조립한 지진손상표시기(SDI)를 제작, 진동대 시험을 통하여 지진의 세기를 평가하고 국내 원전 내진설계에 적용된 CAV값을 계산한 결과0.3~0.5g-sec으로 나타나 OBE 초과기준으로 CAV기준 값(0.16g-sec)의 적용은 충분히 보수적인 값으로 나타났다. 본 연구를 통하여 개발된 SDI는 발전소 운전원이 OBE 초과 여부를 판단하는데 도움을 줄 수 있을 뿐만 아니라 운전 정지 후 원전의 지진 피해도를 정량적으로 판단하여 조치를 취하는 도구로 활용될 수 있을 것이다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2011년도 추계학술대회 논문집
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• pp.325-330
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• 2011

RCP(Reactor coolant pump) must be designed to preserve it's functions on normal or abnormal environments and seismic event same as operating basis earthquake(OBE) and safe shutdown earthquake(SSE). Generally, there are static and dynamic analytical method which can be applied by a floor response spectrum or time history analysis for the seismic qualification. Initially, It was accomplished a detailed structural FE-model for finite element analysis on the bases of 3-dimensional solid model which was made by the RCP drawing. As the result of dynamic characteristic using the detailed FE-model, it's shown about 12Hz natural frequency of 1st bending mode shape and maximum displacement has 11mm with the structural bending by single-point response spectrum(SPRS) method at all elevation. But maximum displacement has 7.6mm by multi-point response spectrum(MPRS) method which was applied to the three floor response spectrum at each elevation. Therefore, On a large heighten structures as RCP, The application by SPRS method causes to be more conservative results. Finally, A simpled equivalent beam model which was developed by use of iteration of detailed FE-model is shown the result more similar with those of natural frequencies and SPRS analysis. And maximum equivalent stress and displacement of the simpled beam has verified with 180MPa and 7.1mm each at 15sec as results by SSE time history method.

• 대한원격탐사학회지
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• 제36권6_1호
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• pp.1367-1377
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• 2020

본 연구는 2016년 발생한 9.12 경주지진을 중심으로 경주시 건축물의 지진 취약성을 평가하고 지도를 제작하는데 목적이 있다. 지진 취약성을 평가하기위해 지질공학, 물리, 구조적 요인과 관련된 11개의 영향인자를 선정하였으며, 이는 독립변수로 적용되었다. 종속변수로는 9.12 경주지진 당시 실제 피해 입은 건축물의 위치자료가 사용되었다. 평가 모델은 기계학습 방법의 RF와 SVM을 기반으로 구축하였으며, 훈련 및 검증 데이터셋은 70:30 비율로 무작위 선별되었다. 정확도 검증은 ROC 곡선을 사용하여 최적 모델을 선별하였으며, 각 모델의 정확도는 RF(1.000), SVM(0.998), 예측 정확도는 RF(0.947), SVM(0.926) 로 나타났다. RF 모델을 기반으로 경주시 전체 건축물의 예측 값을 도출하였으며, 이를 등급화 하여 지진 취약성 지도를 작성하였다. 행정동별 건물 등급 분포를 살펴본 결과, 황남동, 월성동, 선도동, 내남면이 취약성이 높은 지역으로, 양북면, 강동면, 양남면, 감포읍이 상대적으로 안전한 지역으로 나타났다.