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최택상,김태완,윤기석,성기광,전장환 한국원자력학회 1996 Nuclear Engineering and Technology Vol.28 No.2
원자로냉각재계통 기기 설계를 위한 구조해석 분야는 크게 세가지로 구분할 수 있는데, 첫번째는 원자로 냉각재계통내의 유체의 온도, 압력, 원자로냉각재계통 기기 및 유체의 자중 등을 고려하여 정적해석이 주가되는 정상운전해석, 두번째는 원자력 발전소 수명내에 부지에 발생 가능한 지진을 고려하는 내진설계를 위한 지진해석, 세번째는 원자력발전소를 다른 플랜트보다 한층 안전하게 설계할 수 있도록 원자력 발전소내의 모든 고에너지배관의 파단을 가상하는 가상배관파단해석으로 구분할 수 있다. 1986년 이전까지의 가압경수로발전소의 가상배관파단은 원자로냉각재주배관의 파단을 가상하여 동적구조해석을 수행하므로써, 극히 보수적인 결과를 얻었다. 그러나, 파괴역학의 발전은 파단전누설기법을 정립하였으며, 이에 따라 1987년 미국의 10 CFR Part 50 Appendix A GDC 4에서는 원자력발전소 내의 모든 고에너지배관에 파단전누설기법 적용을 허용하므로써, 이들 배관의 가상배관파단을 배제할 수 있도록 하였다. 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 참조발전소인 영광원자력 3, 4호기는 개정된 GDC 4를 적용한 최초의 가압경수로발전소로서, 원자로냉각재주배관과 12인치 이상의 일차측 분기관들의 가상배관파단을 배제하였다. 본 보고서에서는 영광원자력 3, 4호기의 참조발전소인 미국 Palo Verde발전소와 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 가상배관파단에 의한 원자로냉각재계통의 동적구조해석 결과를 서로 비교, 분석하므로써 개정된 GDC 4의 영향을 평가함은 물론 향후 분기관 가상배관파단해석의 방향을 모색하는데 있다.
KSNP+ 원자로덮개 5.5m 수직 낙하 시 원자로내부구조물 건전성 평가
남궁인(Ihn Namgung),정승하(Seung Ha Jeong),이대희(Dae Hee Lee),최택상(Taek Sang Choi) 대한기계학회 2003 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2003 No.11
Due to the application of Integrated Head Assembly (IHA) in KSNP+ reactor design, an investigation of<br/> reactor internals integrity is carried out to assure that the adoption of IHA does not affect the safety of reactor<br/> operation. One of the postulated accident events is the R.V. closure head fall from 5.5m high directly above<br/> the reactor vessel that may occur during the refueling operation. The analysis model consists of lumped mass<br/> elements of the entire reactor vessel and internals. Because of extreme load, separate elastic-plastic analyses<br/> are done for the members that undergo plastic deformation. The analysis verified that the stresses of the<br/> reactor internals and the fuel assemblies are within the bound of allowable stress limits and the integrity of the<br/> fuel assemblies is maintained.
지진하중에 의한 제어봉구동장치 내진지지판의 비선형 충격해석
강태교(Tae Kyo Kang),김태형(Tae Hyung Kim),이대희(Dae Hee Lee),최택상(Taek Sang Choi) 대한기계학회 2004 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2004 No.11
The nonlinear impacts between the Control Element Drive Mechanisms (CEDMs) seismic cap plates installed on the CEDM top of a pressurized water reactor are studied with the dynamically reduced models of the CEDM and Integrated Head Assembly (IHA). It is important to develope nonlinear models considering the gap effects between the plates. In order to simulate impacts, reduced models for the primary structures, such as CEDM and IHA, are developed through simplifying detailed models, and the nonlinear structural analysis is performed under seismic loading conditions. The responses are examined in various gap sizes depending on the reactor operating conditions.
용접부 잔류응력에 기인한 경로의존성 J-적분의 측정에 대한 연구
강선예(Seon-Ye Kang),유완(One Yoo),박성호(Sung-Ho Park),윤기석(Ki-Seok Yoon),최택상(Taek-Sang Choi),이봉상(Bong-Sang Lee) 대한기계학회 2005 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2005 No.5
The J-integral is an important fracture mechanics parameter applicable for many areas which provide the integrity evaluation methods. Fracture of welding structure usually starts at weld region due to high weld residual stress and defects easily found in it. However, it is difficult to calculate the correct J-integral of the structure containing weld because J-integral is path dependent due to the residual stress. It is also true that there are no evidence that the J-integral measuring methods suggested by the ASTM or others are appropriate for J-integral specimens with the residual stress. Therefore, in this paper, the J-integral measuring methods suggested by the ASTM or others were evaluated and the CMOD based J-integral measuring method is suggested as an appropriate method for measuring J-integral of specimens containing weld residual stress.
김종민(Jong-min Kim),배재현(Jae-hyun Bae),손갑헌(Gap-heon Sohn),윤기석(Ki-seok Yoon),최택상(Taek-sang Choi) 대한기계학회 2004 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2004 No.11
The probabilistic fracture analysis is used to determine the effects of uncertainties involved in material properties, location and size of flaws, etc, which can not be addressed using a deterministic approach. In this paper the probabilistic fracture analysis is applied for evaluating the RV(Reactor Vessel) under PTS(Pressurised Thermal Shock). A semi-elliptical axial crack is assumed in the inside surface of RV. The selected random parameters are initial crack depth, neutron fluence, chemical composition of material (copper, nickel and phosphorous) and RTNDT. The deterministically calculated KI and crack tip temperature are used for the probabilistic calculation. Using Monte Carlo simulation, the crack initiation probability for fixed flaw and PNNL(Pacific Northwest National Laboratory) flaw distribution is calculated. As the results show initiation probability of fixed flaw is much higher than that of PNNL distribution, the postulated crack sizes of 1/10t in this paper and 1/4t of ASME are evaluated to be very conservative.
〈응용논문〉 : 가압기 밀림배관에 대한 환경피로계수 감소 방안 고찰
강선예(Sun-Yeh Kang),김규완(Kyu-Wan Kim),송민섭(Min-Sup Song),양준석(Jun-Seog Yang),윤기석(Ki-Seok Yoon),최택상(Taek-Sang Choi) 대한기계학회 2010 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2010 No.11
가동원전을 계속운전하기 위한 심사시 규제기관에서는 NUREG/CR-6260에 기술된 위치를 포함한 피로취약 부위에 대해 원자로냉각재 환경을 고려한 피로평가를 수행할 것을 요구하고 있다. 가압기 밀림관은 환경피로평가결과 ASME 허용값을 만족시키기 어려운 부위중 하나이다. 밀림관에서 환경보정계수값은 최대 15.35까지 계산되므로 환경피로계수는 ASME Code 허용값(1.0)을 초과할 수 있다. 본 논문에서는 NUREG/CR-5704에 기술된 방법을 적용한 환경보정계수 계산 방법론, 가동원전 WEC형 가압기 밀림관 용접부에 대해 보수적인 피로해석 방법론을 적용한 환경피로계수 계산, ASME Code 요건을 만족시키기 위한 환경피로계수 감소 방안에 대해 논의하였다. 결론적으로, 본 논문에서 제안한 환경피로 계수 감소방안을 적용할 경우 가동원전 WEC형 가압기 밀림관 용접부의 환경피로계수는 크게 감소하는 것으로 평가되었다. For the plant life extension, the regulatory body requires the assessing of reactor coolant environmental impact on a critical components that includes, as a minimum, those selected in NUREG/CR-6260. The pressurizer surge line is the most difficult to meet the ASME code limit for fatigue evaluations considering the effects of LWR environments. The environmental usage factor values can exceed allowable limit(1.0) of the ASME Code because the cumulative usage factor increase by a factor of maximum 15.35. This paper describes Methodology of the environmental correction factor calculation using the method described in NUREG/CR-5704, the calculation of environmental fatigue usage factor based on a conservative approach for ASME fatigue evaluation, and five(5) proposed schemes to reduce the environmental CUF to below the ASME Code limit. Finally, the environmental CUF at WEC Type surge line welding locations could be reduced considerably by using the proposed schemes.