• 한국가스학회지
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• 제11권2호통권35호
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• pp.55-59
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• 2007

본 논문은 평판강재를 소성적으로 가공하고, 이것을 용접으로 연결하여 제작한 LPG 용기에 대한 강도 안전성을 고찰하고자 한다. 용기의 강도 안전성은 유한요소해석법을 사용하여 LPG 용기 구조물에서 발생되는 응력분포를 해석함으로써 안전성에 대한 결과를 얻을 수 있다. FEM 해석결과에 의하면, 내압시험을 위한 가스압력 $31kg/cm^2$은 LPG 용기의 상부경판의 프레스 가공 부근에서 국부적인 집중응력이 발생하고, 여기서 발생된 최대응력은 용기 소재의 항복강도를 넘어서는 것으로 나타났다. 따라서 현재의 내압시험 검사방법은 압력용기의 피로손상을 증가시키고 수명을 단축하는 원인으로 작용할 수 있다는 결과를 보여주기 때문에 재검토되어야 하고, 빠른 시일에 개정되어야 할 것이다. 반면에 충전압력 $9kg/cm^2$와 기밀시험 압력 $18.6kg/cm^2$에 의한 용기의 충전과 검사기준에 대한 해석은 LPG 강재용기의 안전성이 비교적 높다는 결과를 제시하고 있다.

• 한국안전학회지
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• 제16권3호
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• pp.26-30
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• 2001

Creep crack growth lift of high temperature pressure equipments was assessed for various crack locations and for various material properties. Surface cracks at the inner and outer surface of the vessel in the axial and circumferential directions were considered. The crack was located in the weld metal, in the parent metal or at the weld interface. Results shored that the crack at the weld interface was the most dangerous one. The crack located outside is weaker than that located inside. Safety factors of the case in which improper material properties were used the to unavailability of the correct material properties were discussed.

• Journal of Welding and Joining
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• 제20권2호
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• pp.82-89
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• 2002

In order to clarify hot cracking phenomena occurred in Inconel 690 welds and it's prevention, in this study, the cracking behavior and the influence of welding variables on cracking in Inconel 690 overlay welds on Mn-Ni-Cr-Mo steel(SA 508 cl.3) for pressure vessel were investigated by using mock-up test. The main results are as follows: The cracks in Inconel 690 overlay welds were mainly generated near the start and the end part of welding beads adjacent to STS 309L welded outside of Inconel 690 welds. Most of the cracks showed typical solidification crack, and also it was assumed that there was possibility of liquation cracking in HAZ. The existence of Nb constituents or concentration of Nb was recognized on the fracture facets of the solidification cracks in the welds by SMAW. Therefore Nb was considered to be the main factor of the solidification cracking. As the weld heat input was more increased and the weld bead length was longer, the extent of cracking was more increased. Moreover the extent of cracking was considerably decreased by changing of welding sequence to the start and the end part of welds. Hot cracking in welds by GTAW was considerably decreased as compared with that of SMAW. And cracks were well generated in the Inconel 690 overlay welds adjacent to 575 309L welds. This means that the hot cracking susceptibility of Inconel 690 welds was largely varied by chemical components and/or compositions of filter metals, base metals and neighboring welds.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권5호
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• pp.513-521
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• 2012

본 연구의 목적은 손상모델의 온도의존성을 고려하여 압력용기강의 취성파괴 거동을 평가하는 것이며, 이를 위해 다중 섬 유전자알고리즘과 와이블 응력모델을 연계하여 대표적 취성파괴 손상모델의 재료상수 결정절차를 개선하였다. 벽개파괴가 예상되는 $-60^{\circ}C$, $-80^{\circ}C$, $-100^{\circ}C$ 온도에서 수행한 SA508 탄소강 재료의 파괴 인성 실험 데이터를 사용하여 개선된 절차에 따른 재료상수를 결정하였고, NUREG/CR-6930과 동일한 결과인 재료상수의 온도의존성을 확인하였다. 최종적으로는 손상모델 재료상수의 온도의존성에 따른 2-매개변수 와이블 응력모델과 3-매개변수 와이블 응력모델의 차이를 정량화하였으며, 공학적으로 활용 가능한 관계식을 제안하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제32권2호
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• pp.170-176
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• 2012

원자력 산업에 있어서 파이프의 감육결함은 수명평가 및 안전평가에 막대한 손실을 발생 할 수 있다. 비파괴검사 기법을 이용하여 변형, 진동, 결함 평가를 수행하고 있지만, 넓은 면적의 결함을 평가하는 기법이 적으며, 시간이 오래 걸리는 단점이 있다. 원자력 발전소의 2차계통에서 주로 사용되는 탄소강 배관을 대상으로 내부에 인공 감육결함을 가공하고 두께를 서로 다르게 하여 제작하여 Shearography를 이용하여 감육결함부의 변형을 측정하였다. 또한 광 계측을 통하여 변형, 진동, 결함 평가뿐만 아니라 압력용기의 결함깊이를 정량적으로 평가하고자 한다. 본 논문은 전단간섭계를 이용하여 파이프의 내부 감육 결함을 측정하고, 압력에 따른 변형을 제시한 기법을 이용하여 정량적인 결함의 잉여두께를 평가하고자 한다. 변형량을 이용하여 잉여두께 예측결과 실제 결함깊이와 약 7%의 오차로 신뢰성을 확보하였으며, 압력에 따른 변형량과 잉여두께의 DB구축을 통하여 원전 배관의 감육부 건전성 평가에 활용될 수 있을 것이다. 따라서, 본 연구에서 제안하는 압력용기 결함깊이 측정법은 원자력배관의 감육결함 예측 및 건정성 평가 기술 개발 등 이론과 실험이 결함된 기초연구로서 압력용기의 안정성, 건전성, 보수성을 증진시킬 수 있는 기반확립에 기여할 것으로 기대한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.357-373
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• 2022

The high-temperature gas-cooled reactor pebble-bed module project is the first commercial Generation-IV NPP(Nuclear Power Plant) in China. A new joint is used for the vertical support of RPV(Reactor Pressure Vessel). The steel corbel is integrally embedded into the reactor-cabin wall through eight asymmetrically arranged pre-stressed high-strength bolts, achieving the different path transmission of shear force and moment. The vertical monotonic loading test of two specimens is conducted. The results show that the failure mode of the joint is bolt fracture. There is no prominent yield stage in the whole loading process. The stress of bolts is linearly distributed along the height of corbel at initial loading. As the load increases, the height of neutral axis of bolts gradually decreases. The upper and lower edges of the wall opening contact the corbel plate to restrict the rotation of the corbel. During the loading, the pre-stress of some bolts decreases. The increase of the pre-stress strength ratio of bolts has no noticeable effect on the structure stiffness, but it reduces the ultimate bearing capacity of the joint. A simplified calculation model for the elastic stage of the joint is established, and the estimation results are in good agreement with the experimental results.

• 한국농공학회지
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• 제39권4호
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• pp.106-113
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• 1997

Dynamic loading of structures often causes excursions of stresses well into the inelastic range, and the influence of the geometric changes on the dynamic response is also significant in many cases. Therefore, both material and geometric nonlinearity effects should be considered in case that a dynamic load acts on the structure. A structure in a nuclear power plant is a structure of importance which puts emphasis on safety. A nuclear container is a pressure vessel subject to internal pressure and this structure is constructed by a reinforced concrete or a pre-stressed concrete. In this study, the material nonlinearity effect on the dynamic response is formulated by the elasto-viscoplastic model highly corresponding to the real behavior of the material. Also, the geometrically nonlinear behavior is taken into account using a total Lagrangian coordinate system, and the equilibrium equation of motion is numerically solved by a central difference scheme. The constitutive relation of concrete is modeled according to a Drucker-Prager yield criterion in compression. The reinforcing bars are modeled by a smeared layer at the location of reinforcements, and the steel layer model under Von Mises yield criteria is adopted to represent an elastic-plastic behavior. To investigate the dynamic response of a nuclear reinforced concrete containment structure, the steel-ratios of 0, 3, 5 and 10 percent, are considered. The results obtained from the analysis of an example were summarized as follows 1. As the steel-ratio increases, the amplitude and the period of the vertical displacements in apex of dome decreased. The Dynamic Magnification Factor(DMF) was some larger than that of the structure without steel. However, the regular trend was not found in the values of DMF. 2. The dynamic response of the vertical displacement and the radial displacement in the dome-wall junction were shown that the period of displacement in initial step decreased with the steel-ratio increases. Especially, the effect of the steel on the dynamic response of radial displacement disapeared almost. The values of DMF were 1.94, 2.5, 2.62 and 2.66, and the values increased with the steel-ratio. 3. The characteristics of the dynamic response of radial displacement in the mid-wall were similar to that of dome-wall junction. The values of DMF were 1.91, 2.11, 2.13 and 2.18, and the values increased with the steel-ratio. 4. The amplitude and the period of the hoop-stresses in the dome, the dome-wall junction, and the mid-wall were shown the decreased trend with the steel-ratio. The values of DMF were some larger than those of the structure without steel. However, the regular trend was not found in the values of DMF.

• 한국재료학회지
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• 제33권7호
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• pp.302-308
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• 2023

The influence of specimen geometry and notch on the hydrogen embrittlement of an SA372 steel for pressure vessels was investigated in this study. A slow strain-rate tensile (SSRT) test after the electrochemical hydrogen charging method was conducted on four types of tensile specimens with different directions, shapes (plate, round), and notches. The plate-type specimen showed a significant decrease in hydrogen embrittlement resistance owing to its large surface-to-volume ratio, compared to the round-type specimen. It is well established that most of the hydrogen distributes over the specimen surface when it is electrochemically charged. For the round-type specimens, the notched specimen showed increased hydrogen susceptibility compared with the unnotched one. A notch causes stress concentration and thus generates lots of dislocations in the locally deformed regions during the SSRT test. The solute hydrogen weakens the interactions between these dislocations by promoting the shielding effect of stress fields, which is called hydrogen-enhanced localized plasticity mechanisms. These results provide crucial insights into the relationship between specimen geometry and hydrogen embrittlement resistance.

• 비파괴검사학회지
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• 제19권6호
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• pp.433-438
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• 1999

원자로 압력용기 재료인 SA508 Steel을 온도 $70^{\circ}C$와 대기압하에서 최고 $10^{18}n/cm^2$까지 중성자를 조사시켜 조사량에 따른 미세경도 변화와 magneto-acoustic emission(MAE) 에너지를 측정하였다. 중성자 조사에 따른 경도의 변화는 조사량이 $10^{16}n/cm^2$까지는 거의 일정하였으나, 조사량이 $10^{17}n/cm^2$ 이상에서 급격히 증가하였다. MAE 에너지의 변화는 중성자 조사량에 따라 경도의 변화와 같은 형태로 변하였으나 그 변화량은 감소하여 그 변화의 추이는 경도의 변화와는 역의 형태였고, 또한 MAE 에너지의 상대적 변화와 경도 변화사이에는 아주 좋은 선형성을 보였다. 이러한 결과에서 SA508 강재는 $10^{17}n/cm^2$ 이상의 중성자에 조사될 경우에 재료에 중성자 조사에 의한 미세 결함이 급격히 증가하여 전위(dislocation)이동에 대한 저항성을 나타내는 마찰경화의 증가가 경도의 증가를 유발하고, 또한 이러한 미세 결함은 자기장과의 반응에서는 $90^{\circ}$ 자벽의 운동중에 자기탄성 변화를 유도하여 MAE 에너지의 감소를 유발함을 알 수 있었다. 그리고 경도의 변화량보다 MAE 에너지의 변화량이 더 크게 나타나, 중성자 조사에 의한 미세결함은 기계적 성질보다 자기적 성질에 더 민감하게 반응한다는 것을 알 수 있었다. 따라서 MAE가 중성자 조사에 의한 재료의 미세 구조 결함을 비파괴적인 방법으로 평가하는 강력한 도구의 가능성이 있음을 알 수 있었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권12호
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• pp.1497-1502
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• 2013

수소를 친환경적 에너지원으로 사용하는 경우, 수소 압력용기용 강재의 수소취화 평가 및 안전성에 대한 신뢰성이 확보되어야 한다. 본 연구에서는, in-situ SP 시험법을 적용하여 수소 저장용기로 사용이 검토되고 있는 SA372 강재의 가스 수소취화 거동을 평가하였다. 표면가공 조건을 달리한 시험편을 사용하여 대기압, 고압 수소가스 압력하에서 펀치속도를 달리한 SP 시험을 통해 가스수소 취화 거동을 조사하였다. 그 결과, SA372 강은 가스수소 압력하에서 현저한 수소취화 거동을 나타내었다. 이때 펀치속도에 따른 영향도 명확하게 나타나, 펀치속도가 낮을수록 현저한 수소취화를 나타내 낮은 SP 에너지 값을 나타내었다. 또한 SP 시험 후 파면양상 관찰결과도 펀치속도에 따른 수소취화 거동을 명확하게 나타내었다. 본 가압수소 시험조건에서는 시험편 표면조건의 영향은 명확하게 볼 수 없었다.