• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제13권3호통권55호
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• pp.197-208
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• 2009

본 연구의 목적은 국내 콘크리트구조설계기준 부록에 새롭게 포함된 CEB-FIP Model Code 1990 균열 폭 산정식을 콘크리트 강도를 변수로 하여 평가하는 것에 있다, 평가 도구로 부착응력-미끌림 관계를 적용하여 구축한 균열요소모델과 기존 연구자들의 실험결과로부터 얻은 균열폭을 사용하였으며 기존 실험결과와 비교 평가함으로 검증하였다. 평가대상인 MC-90의 균열폭 산정식의 증요변수는 인장증강효과와 평균부착응력이며 이들을 균열요소모델 해석결과와 비교함으로 강도에 따라 개선된 인장증강효과와 평균부착응력을 제안하였다.

• Computers and Concrete
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• 제2권1호
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• pp.55-77
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• 2005

The closed form solution of the equilibrium equations in the ultimate design of reinforced concrete sections under biaxial bending is presented. The stresses in the materials are described by the Model Code 1990 equations. Computation of the integral equations is performed generally in terms of all variables. The deformed shape of the section in the ultimate conditions is defined by Heaviside functions. The procedure is convenient for the use of mathematical manipulation programs and the results are easily included into nonlinear analysis codes. The equations developed for rectangular sections can be applied for other sections, such as T, L, I for instance, by decomposition into rectangles. Numerical examples of the developed model for rectangular sections and composed sections are included.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권9호
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• pp.1990-1997
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• 2020

To support the safe operation of the Miniature Neutron Source Reactor (MNSR), a thermo-hydraulic transient model using the RELAP5/Mod3.2 code was simulated. The model was verified by comparing the results with the measured and the previously calculated data. The comparisons consisted of comparing the MNSR parameters under normal constant power operation and reactivity insertion transients. Reactivity Insertion Accident (RIA) for three different initial reactivity values of 3.6, 6.0, and 6.53 mk have been simulated. The calculated peaks of the reactor power, fuel, clad and coolant temperatures in hot channel were calculated in this model. The reactor power peaks were: 103 kW at 240 s, 174 kW at 160 s and 195 kW at 140 s, respectively. The fuel temperature reached its maximum value of 116 ℃ at 240 s, 124 ℃ at 160 s and 126 ℃ at 140 s respectively. These calculation results ensured the high inherently safety features of the MNSR under all phases of the RIAs.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.36-44
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• 1990

중ㆍ저준위 방사성폐기물 처분의 장기 안전성을 이론적으로 예측하기 위한 처분안전성평가 전산코드인 CALM이 개발되었다. 이 CAL.M은 처분장 재포화모델, 처분장에서의 지하 핵종 이동모델, 생태계에서의 핵종이동 및 방사선피폭선량 모델로 구성되어 있다. 개발된 평가코드의 유용성을 확인하기 위해 가상처분장에 대한 안전성 평가를 수행하였다. 그 결과 이 연구를 통해 개발된 CALM은 중ㆍ저준위 방사성폐기물 처분 안전성 평가에 유용하게 사용될 수 있음이 확인되었다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제18권1호
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• pp.91-100
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• 2006

이 논문은 철근콘크리트 구조 부재의 균열폭을 산정하는 해석적 모델을 제안한 것이다. 철근과 콘크리트 경계면에서 발생하는 실제와 유사한 형태의 부착응력-미끌림 특성을 수치적으로 전개하기 위하여 균열안정화단계에서의 철근 경계면에서의 미끌림이 선형으로 분포한다고 가정하고, CEB-FIP Model Code 1990에서 제시하고 있는 부착응력-미끌림 관계에 적용하였다. 이와 같은 방법을 통하여 균열과 균열 사이에서 철근의 매입길이 방향으로 발생하는 철근과 콘크리트의 변형률 차이가 균열면으로 누적되는 양을 계산할 수 있는 평형방정식을 유도하고, 이로부터 두 재료의 축방향 변형량의 차이로부터 균열폭을 계산할 수 있는 모델을 제안하였다. 이렇게 정식화된 새로운 균열폭 모델을 기존 문헌에 발표된 여러 연구자들의 실험자료에 적용하여 그 정확성을 검증한 결과, 제안식에 의한 예측값은 현재 사용되고 있는 여러 설계기준의 균열폭 규정으로 계산한 결과에 비하여 실험값을 비교적 정확하게 예측하는 것으로 나타났다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제19권6호
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• pp.745-754
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• 2007

이 논문은 철근콘크리트 구조 부재의 인장증강효과에 대한 해석적 모델을 제안한 것이다. 이 모델의 정식화를 위해 철근과 콘크리트 경계면에서 발생하는 실제와 유사한 형태의 부착응력과 미끌림 특성과 쪼갬균열의 영향을 고려하였다. 균열 안정화 단계에서의 철근 경계면 미끌림 분포를 선형으로 가정하고, 균열이 발생한 부재의 중앙 단면에서 콘크리트의 분담력이 일정하다는 조건을 CEB-FIP Model Code 1990 및 Eurocode 2에서 제시하고 있는 부착응력-미끌림 관계에 적용하였다. 이로부터 균열 안정화단계에서 부착응력에 의해 철근의 매입길이 방향으로 변화하는 철근의 변형률과 콘크리트 분담력을 계산할 수 있는 평형방정식을 유도하고, 변형적합조건을 고려하여 철근의 평균 변형률과 콘크리트 평균 분담력으로 동시에 표현이 가능한 인장강성 계수를 제안하였다. 이로부터 새롭게 정식화된 인장증강효과 모델을 기존 문헌에 발표된 여러 연구자들의 실험 자료에 적용하여 그 정확성을 검증한 결과, 제안식에 의한 예측값은 실험값을 비교적 정확하게 예측하는 것으로 나타났다.

• 한국철도학회논문집
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• 제12권6호
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• pp.944-952
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• 2009

이 논문은 철근콘크리트 구조물의 균열폭 계산을 위한 해석적 모델을 제안한 것이다. 철근과 콘크리트 경계면에서 발생하는 실제와 유사한 형태의 부착응력-슬립 특성을 수치적으로 전개하기 위해서 수치해석을 통하여 균열안정화단계에서의 철근과 콘크리트 경계면에서 발생하는 슬립이 선형 분포함을 확인하고, CEB-FIP Model Code 1990과 Eurocode 2에서 제시하고 있는 부착응력-슬립 관계에 적용하였다. 이와 같은 방법을 통하여 균열과 균열 사이에서 철근의 매입길이 방향으로 발생하는 철근과 콘크리트의 변형률 차이가 균열면으로 누적되는 양을 계산할 수 있는 평형방정식을 유도하고, 이로부터 두 재료의 축방향 변형량의 차이로부터 균열폭을 계산할 수 있는 모델을 제안하였다. 이렇게 정식화된 새로운 균열폭 모델을 기존 문헌에 발표된 여러 연구자들의 실험 자료에 적용하여 그 정확성을 검증한 결과, 제안식에 의한 예측값은 현재 사용되고 있는 여러 설계기준의 균열폭 규정으로 계산한 결과에 비하여 실험값을 비교적 정확하게 예측하는 것으로 나타났다.

• 지구물리
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• 제7권4호
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• pp.277-282
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• 2004

Creep deformation of concrete is often responsible for excessive deflection at loads which can compromise the performance of elements within structures. Hence, the prediction of the magnitude and rate of creep strain is an important requirement of the design process and management of structures. Although laboratory tests may be undertaken to determine the deformation properties of concrete, these are time-consuming, often expensive and generally not a practical option. Therefore, relatively simple empirically based national design code models are relied upon to predict the magnitude of creep strain.This paper reviews the accuracy of creep predictions yielded by eight commonly used international "code type" models, all of which do not consider the same material parameters and yield a range of predicted strains, when compared with actual strains measured on a range of concretes in seventeen different investigations. The models assessed are the: SABS 0100 (1992), BS 8110 (1985), ACI 209 (1992), AS 3600 (1998), CEB-FIP (1970, 1978 and 1990) and the RILEM Model B3 (1995). The RILEM Model B3 (1995) and CEB-FIP (1978) were found to be the most and least accurate, respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.315-325
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• 1990

방사성페기물 처분장의 안전성평가에 사용될 핵종유출 선원항 컴퓨터 코드 REPS를 개발하였다. 신뢰할만한 핵종별 침출율 예측을 위하여 REPS코드에서는 콘크리트 구조물의 열하시간, 부식의 형태와 부식율, 드럼표면의 부식면적비, 그리고 핵종의 특성등이 고려되었다. 핵종유출 선원항 REPS모텔로부터 예측된 각 핵종별 침출율이 실제 실험결과와 어느정도 일치하는지를 알아보기 위하여 Cs-137, Sr-85, 그리고 Co-60등을 선택하여 검증하였다. 세슘과 스트론튬은 조화용해 모형식을 사용하여 침출실험 데이타를 재현할 수 있었다. 이에 비해 침출이 느리게 일어나는 코발트의 경우 고화체내에서의 확산에 의한 침출 모형식이 적합함을 알 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제15권2호
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• pp.101-112
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• 1990

For the performance assessment of the radioactive waste disposal system (repository), a biosphere model is suggested. This biosphere model is intended to calculate the annual doses to man caused by the contaminated river water for eight pathways and four radionuclides. This model can also be applied to assess the radiological effects of contaminated well water. To account for the uncertainties on the model parameter values, parameter distributions are assigned to these model parameters. Then, Monte Carlo simulation method with Latin Hypercube sampling technique is used. Also, sensitivity analysis is performed by using the Spearman rank correlation coefficients. It is found that these methods are a very useful tool to treat uncertainties and sensitivities on the model parameter values and to analyze the biosphere model. A conversion factor is proposed to calculate the annual dose rate to humans arising from a unit radionuclide concentration in river water. This conversion factor allows for the substitution of the biosphere model in a probabilistic performance assessment computer code by one single variable.