• 대한기계학회논문집A
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• 제30권4호
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• pp.420-427
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• 2006

The structural and leakage integrity of steam generator tubes should be sustained against all postulated loads even if a crack is present. During the past three decades, most of the efforts with respect to integrity evaluation of steam generator tubes have been focused on limit load solutions but, recently, the applicability of elastic-plastic fracture mechanics was examined cautiously due to its effectiveness. The purpose of this paper is to introduce a testing method to estimate fracture resistance characteristics of steam generator tubes with a through-wall crack. Due to limited thickness and diameter, inevitably, the steam generator tubes themselves were tested instead of standard specimen or alternative ones. Also, a series of three dimensional elastic-plastic finite element analyses were carried out to derive closed-form estimation equations with respect to J-integral and crack extension for direct current potential drop method. Since the effectiveness of $J_{IC}$ as well as J-R curves was proven through comparison with those of standard specimens taken from pipes, it is believed that the proposed scheme can be utilized as an efficient tool for integrity evaluation of cracked steam generator tubes.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제21권3호
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• pp.114-120
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• 2017

본 논문에서는 국내 비내진상세 조적채움벽 RC 골조의 내진성능을 파악하기 위하여 실규모 크기의 비내진상세 조적채움벽 RC 골조를 대상으로 정적실험을 실시하였으며, 기존 비내진상세 RC 골조 의 정적 실험결과와의 비교 분석을 통하여 조적채움벽체가 RC 골조의 내진성능에 미치는 영향에 대하여 평가하였다. 실험 결과. 조적채움벽 RC 골조 실험체는 조적채움벽체에 의한 압축력으로 기둥, 보, 접합부 등 골조 전체에 균열 등의 손상이 발생하였으며, 접합부 전단균열이 벌어지고 철근이 노출되면서 취성 파괴되었다. 한편, 조적체움벽 RC 골조 실험체의 수평하중과 층간변형각 관계는 벽체 슬라이딩 균열, 기둥 균열 등으로 강성이 저하되었으며, 철근 항복이후 최대 내력에 도달하고 접합부 균열의 확대, 철근 노출 등으로 내력이 최대 내력의 40% 정도로 저하되었다. 조적채움벽체로 인하여 기둥 상 하단 및 접합부에만 집중되던 손상이 기둥, 보, 접합부 등 골조 전체에 분산되어 발생하였으며, 기둥의 전단균열이 아닌 접합부의 전단균열의 확대로 최종 파괴되었다. 또한, 조적채움벽체로 인하여 RC 골조의 강성은 12.42배, 내력은 3.63배 증가한 반면에, 강성 증가에 따라 최대 내력 시의 층간변형각은 0.18배, 파괴시의 변형은 절반 이하로 감소하였다.

• Structural Engineering and Mechanics
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• 제36권4호
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• pp.463-479
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• 2010

Based on damage accumulation of multi-grid composite walls, a method of dynamic reliability estimations is proposed. The multi-grid composite wall is composed of edge frame beam, edge frame columns, grid beams, grid columns and filling blocks. The equations including stiffness, shear forces at filling blocks cracking and multi-grid composite walls yielding, ultimate displacement, and damage index are obtained through tests of 13 multi-grid composite wall specimens. Employing these equations in reliability calculations, procedures of dynamic reliability estimations based on damage accumulation of multi-grid composite walls subjected to random earthquake excitations are proposed. Finally the proposed method is applied to the typical composite wall specimen subjected to random earthquake excitations which can be specified by a finite number of input random variables. The dynamic reliability estimates, when filling blocks crack under earthquakes corresponding to 63% exceedance in 50 years and when the composite wall reach limit state under earthquakes corresponding to 2-3% exceedance in 50 years, are obtained using the proposed method by taking damage indexes as thresholds. The results from the proposed method which show good agreement with those from Monte-Carlo simulations demonstrate the proposed method is effective.

• 한국공간구조학회논문집
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• 제20권4호
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• pp.123-130
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• 2020

Generally the non-bearing walls in apartment buildings in Korea are not considered as a lateral force resisting members for the design consideration. This engineering practice caused large crack damages and brittle fractures of the non-bearing walls when subjected to Pohang earthquakes in 2017 since those have not been designed for seismic loading. In this study, finite element analysis was conducted for slot type non-bearing wall connection system to reduce damages and concentrate damages to the designated damping device through separation from the structural wall members. Steel plate and dowel bar systems designed for the dissipation of seismic energies were modeled and analyzed to investigate the damage reductions. Finally, the test result and the analysis result were compared and verified.

• 비파괴검사학회지
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• 제13권1호
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• pp.40-45
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• 1993

The steam generator tubes of the nuclear power plant should be inspected using eddy current techniques. Recently the crack-like defects become a major concern for the integrity of the steam generator tubes. These defects could be detected by the MRPC(Motorized Rotating Pancake Coil) method, not by the conventional bobbin coil method. In this paper it has been attempted to estimate the length of the cracks at the tube expansion region using of MRPC technique. The lengths of both axial and circumferential cracks show a tendency of overestimation compared to the real lengths. As the depths of the defects decrease from 100% through 50% of the wall thickness, the error of the length estimation is increased.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 1999년도 추계학술대회 논문집 학회본부 A
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• pp.450-454
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• 1999

In order to evaluate the integrity of nuclear power plants, J-integral calculation is crucial. For this purpose, finite element method is popularly used to obtain J-integral. However, high cost time consuming preprocess should be performed to design the finite element model of a cracked structure. Also, the J-integral should be verified by alternative method since it may differ depending on the calculation method. The objective of this paper is to develop a three-dimensional elastic-plastic J-integral analysis system which is named as EPAS. The EPAS program consists of an automatic mesh generator for a through-wall crack and a surface crack, a solver based on ABAQUS program, and a J-integral calculation program which provides DI(Domain Integral) and EDI(Equivalent Domain Integral) based J-integral calculation. Using the EPAS program, an optimized finite element model for a cracked structure can be generated and corresponding J-integral can be obtained subsequently.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권6호
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• pp.700-711
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• 2015

Sodium-cooled fast breeder reactors use liquid sodium as a moderator and coolant to transfer heat from the reactor core. The main hazard associated with sodium is its rapid reaction with water. Sodium-water reaction (SWR) takes place when water or vapor leak into the sodium side through a crack on a heat-transfer tube in a steam generator. If the SWR continues for some time, the SWR will damage the surface of the defective area, causing it to enlarge. This self-enlargement of the crack is called "self-wastage phenomena." A stepwise numerical evaluation model of the self-wastage phenomena was devised using a computational code of multicomponent multiphase flow involving a sodium-water chemical reaction: sodiumwater reaction analysis physics of interdisciplinary multiphase flow (SERAPHIM). The temperature of gas mixture and the concentration of NaOH at the surface of the tube wall are obtained by a numerical calculation using SERAPHIM. Averaged thermophysical properties are used to assess the local wastage depth at the tube surface. By reflecting the wastage depth to the computational grid, the self-wastage phenomena are evaluated. A two-dimensional benchmark analysis of an SWAT (Sodium-Water reAction Test rig) experiment is carried out to evaluate the feasibility of the numerical model. Numerical results show that the geometry and scale of enlarged cracks show good agreement with the experimental result. Enlarged cracks appear to taper inward to a significantly smaller opening on the inside of the tube wall. The enlarged outer diameter of the crack is 4.72 mm, which shows good agreement with the experimental data (4.96 mm).

• 수산해양기술연구
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• 제36권2호
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• pp.147-154
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• 2000

실온 대기 중에서 탄소강배관(STS370)의 피로시험을 행하였다. 배관에는 외부결함을 인공적으로 상정하여, 피로균열진전 및 관통의 거동, 균열형상, 누설 및 파단수명, 균열개구변위를 실험과 이론의 양면으로부터 비교·검토하였다. 특히, 배관의 벽두께 관통후에 있어서의 응력확대계수를 평가하기 위하여 새로운 식을 제안하였다. 피로균열이 관벽을 관통하기 전에 있어서는 판모델에 의한 Newman-Raju의 응력확대계수 평가식을 이용하므로서 aspect비와 누설수명 등 관통전의 피로균열성장거동을 평가할 수 있음을 나타내었다. 또한, 피로균열이 관벽을 관통한 후에 있어서는 본 논문에서 제안한 배관모델에 의한 응력확대계수의 평가식을 이용하여 관통후의 균열형상, 파단수명 및 균열개구변위 등 관통후의 피로균열성장거동을 평가하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권11호
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• pp.1379-1386
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• 2013

본 논문에서는 용접부 중앙에 원주방향 관통균열이 있는 V-그루브 맞대기 용접 배관의 한계하중 해석을 수행하였다. V-그루브 맞대기 용접 배관이 그루브 각 $45^{\circ}$, $90^{\circ}$를 갖는 형상에 대한 한계하중 식을 제시하기 위해 용접 형상의 변화에 따른 용접부 너비를 정의하였고 강도불일치 비, 용접부 너비, 균열 길이 및 배관 반경 비에 대한 체계적인 변수 해석을 수행 하였다. 모재와 용접재는 탄성 완전소성재료로 가정하였으며 상불일치와 하불일치 조건에서의 인장 하중과 굽힘 하중에 대한 강도불일치 한계하중이 강도불일치 비($M_F$)와 형상변수(${\psi}$)를 통해 정량화 됨을 유한요소 해석을 통해 확인하였다.

• 문화기술의 융합
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• 제8권2호
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• pp.337-342
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• 2022

최근 프린팅 기술은 디스플레이나 연료전지를 포함한 IT 분야에 폭넓게 사용되고 있지만 핵심 부품인 프린터 헤드의 박막을 적층하는 제조공정에서 발생하는 잔류응력 및 열응력으로 인해 기판이 변형되거나 노즐층이 파손되어 잉크가 새거나 원하는 영역으로 토출되지 않는 문제가 발생하고 있다. 따라서 본 논문에서는 보다 견고하고 신뢰할수 있는 구조를 가진 열전사 잉크젯 프린트 헤드 형상을 제안하고자 한다. 기판과 노즐층의 변형을 줄이기 위해 리브, 기둥, 지지벽 및 개별 피드홀과 같은 다양한 형태의 잉크젯 프린트 헤드 구조가 설계되었으며, FEA 해석을 통해 타당성을 검증하였다. 해석 결과 헤드의 최대 응력 및 노즐층 변형이 최소 40~50%로 급격히 감소하였으며 기둥 및 지지벽 형태의 프린터 헤드를 제작하여 노즐층 변형에 의한 균열 및 잉크 누출이 없는 것을 확인하였다. 따라서 제안된 헤드 형상이 정상 방향의 잉크 토출에 기여하며 대면적 프린팅 기술에도 적용될 수 있을 것으로 기대된다.