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김승겸(SeungKyum Kim),배병성(ByungSeong Bae) 호서대학교 공업기술연구소 2015 공업기술연구 논문집 Vol.34 No.1
유기 박막 트랜지스터는 유연 디스플레이나 인쇄공정 디스플레이에 사용될 수 있는 차세대 소자로서 용액 공정이 가능한 박막 트랜지스터 이다. 본 논문에서는 게이트 절연막으로 감광성의 폴리이미드 막을 사용하여 유기 박막 트랜지스터를 제작 하였으며 보다 우수한 유기 박막 트랜지스터의 특성을 위하여 SAM 처리를 실시하고 그 효과를 분석 하였다. 여러 가지 절연막 중에서 감광성의 폴리이미드 막도 유기 박막 트랜지스터에 적용가능함을 보였으며 자기조립단분자막 처리를 통해 유기 박막 트랜지스터의 stability를 향상 시킬 수 있었으며 두 가지 서로 다른 자기조립단분자막 처리를 사용하는 것이 특성 향상에 효과적임을 보였다. Organic tnin film transistor (OTFT) is ruture device for the flexible and printable displays. Since the solution process is applicable for the OTFT, printing process is also possible for the fabrication of OTFTs. In this paper, we developed OTFT with photosensitive poly-inude gate insulator. For the better electrical properties of OTFT, SAM (self assembled monolayer) treatment was used. We evaluated that the photosensitive poly-imide can be used as an gate insulator and also investigated that SAM treatment could inqirove the stability of the OTFT. The SAM treatment with two kinds of different materials results in better performance than the performance with single SAM material..
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APR1400 RCS 의 3D 유한요소 모델 개발 및 운전상태 변화에 따른 잔류응력 분석
김승겸(Seungkyum Kim),남궁인(Ihn Namgung) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.4
원전의 1차 계통은 원자로, 증기발생기, 메인펌프 및 가압기로 이루어져 있다. 특히 원자로, 증기발생기 및 메인펌프는 대구경의 파이프로 연결되어 하나의 구조물처럼 거동한다. 따라서 원자로의 운전상태가 정지상태에서 정상운전상태로 변동될 경우 각 부위에 온도 분포가 달라지고 이 때문에 내부에 열응력이 발생한다. APR1400 원전의 경우, RCS를 집중질량과 빔 모델로 개발하여 원자로 운전 조건 변화에 따른 자세한 열응력을 계산하기에 적합하지 않다. 본 연구에서는 1차 계통의 압력경계 부위를 3D 유한요소를 사용하여 모델링하였고 문제 규모를 축소하기 위해 대칭 조건을 활용하여 RCS의 1/4만 모델링하였다. 1차 계통에 연결된 가압기는 연결된 배관이 비교적 소구경 배관으로서 열팽창 및 동적 하중을 흡수할 수 있도록 설계되어 있어서 본 연구 모델에는 포함하지 않았다. 원자로 운전 과정에서 발생하는 거시적인 열응력은 정지상태에서 정상상태로 변화하며 발생하는 응력과 정상운전 상태에 도달한 후에도 남아 있는 열응력으로 구분할 수 있다. 본 논문에서는 과도상태 열해석과 구조해석을 결합한 연성해석과 정상상태 열해석과 구조해석을 결합한 연성해석을 수행하여 응력 집중이 발생하는 부위와 발생 응력의 크기를 구하였다. 본 연구에서 개발된 상세한 RCS 3D 유한요소 모델은 RCS에 내재하는 열응력의 규모와 응력집중이 발생하는 부위에 대한 자세한 결과를 얻을 수 있고, 원전의 구조안전성과 신뢰성을 평가하는데 기여할 수 있을 것으로 기대한다. The primary system of a nuclear power plant consists of a nuclear reactor, a steam generator, a main pump and a pressurizer, etc. In particular, the reactor, steam generator and main pump are connected by large-diameter main pipes, and the whole structure behave like a single structure. Therefore, when the reactor transitions from the stationary state to the normal operation state, the temperature distribution changes and induces internal thermal stresses. In the case of the APR1400 nuclear power plant, the RCS model was developed as a lumped mass and beam model, it is not well suited for computing thermal stress according to changing reactor operating condition. In this study, we developed 1/4 model of RCS using symmetry condition3D and applying solid 3D element model to reduce problem size. The pressurizer connected to the primary system by smaller bore piping was excluded from the model since the piping is designed to absorb any thermal deformation and dynamic loads. The residual stress of RCS consists of the one for transition from shut-down condition to normal operating condition and the other for steady state thermal stress in the RCS structure. In this study, both of the one for combined transitional thermal and structural analysis and the other for combined steady state thermal and structural were done to assess the size of thermal stress and the degree of localized stress concentration. The RCS 3D solid model developed in this study can compute the size of RCS residual thermal stress and location of stress concentration in detail, it can contribute to the evaluation of structural integrity reliability of NPP.
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