본 연구에서는 방사선조사 유발 체적팽창(RIVE)이 원자력 발전소의 콘크리트 생체 차폐벽의 구조 건전성에 미치는 영향을 확인하 고자 하였다. 이를 위해 원자로 압력용기 감시 프로그램의 데이터를 사용하여 콘크리트 생체 차폐벽의 누적 중성자 조사 수준을 추정 하는 방법으로 원자로 압력용기(RPV) 내부 표면에서 차폐벽 외부까지의 누적 조사량의 감쇠를 계산하는 과정을 설명하고 콘크리트 의 방사선 조사 유발 체적팽창에 대한 모델을 제시하였다. 콘크리트 생체 차폐벽의 응력 상태는 온도의 영향을 받을 수 있기 때문에 방사선조사유발 체적팽창 효과와 더불어 운전 중 차폐벽의 온도 상승 효과도 고려하였다. 콘크리트 생체 차폐벽 구조에 대한 방사선 조사 유발 체적팽창과 온도의 영향을 평가한 결과, 차폐벽의 안쪽 표면 부근 영역의 압축 응력이 국부적으로 콘크리트의 압축 강도 한 계를 초과할 수 있으며, 외부 영역의 인장 응력은 균열을 유발할 가능성이 있음을 확인할 수 있었다. 또한 중성자 누적 조사량이 증가 하면 응력도 증가하는 경향을 보였다. 온도도 차폐벽의 응력 상태에 영향을 미치지만, 그 영향은 방사선조사 유발 체적팽창의 효과에 비해 그다지 크지 않았다. 향후 추가 연구를 통해 차폐구조물의 보다 현실적인 기하학적 구조, 중성자 조사량 분포, 그리고 차폐벽 내 부 보강 철근 요소 등을 포함하는 상세 모델을 바탕으로 콘크리트 생체 차폐벽에 설치되는 압력용기 지지 구조물 및 앵커 시스템에 대 한 영향 평가를 수행할 계획이다.

The rapid urbanization and industrial growth have increased the demand in construction, maintenance, and infrastructure, leading to significant advancements in aerial work vehicle technology. This study focuses on the structural performance of ultra-high-strength steel plates of varying thicknesses used in telescopic booms, which is a critical component of aerial work vehicles. This study aims to address the cost issues associated with the previously used 5mm thick plates by evaluating the structural integrity of thinner plates. Using finite element analysis (FEA), the study analyzes stress and displacement for different thicknesses, specifically targeting the first boom segment, which bears the most load. The results indicate that while 3mm and 3.2mm thick plates are unsuitable due to buckling, the 4mm thick plate meets safety criteria with a safety factor of 2.51 and reduces costs by over 20%. By using 4mm thick ultra-high-strength steel for the first boom segment is cost-effective, providing structural integrity and an applicable solution for aerial work vehicle manufacturers.

Composite laminates are used in a wide range of applications including defense, automotive, aviation and aerospace, marine, wind energy, and recreational sporting goods. These composite beams still exhibit problems such as buckling, local deformations, and interlaminar delamination. To overcome these drawbacks, a novel viscoelastic autoclave bonding with tapered epoxy reinforcement polyurethane films is proposed. In existing laminates, compression face wrinkling and interlaminar delamination is caused in the sandwich beam. The unique viscoelastic autoclave spunbond interlayer bonding is designed to prevent face wrinkling and absorb and distribute stresses induced by external loads, thereby eliminating interlaminar delamination in the sandwich beam. Also, the existing special reinforcement causes stress concentrations, and the core is not effectively connected, which directly affects the stiffness of the beam. To address this, a novel tapered epoxy polyurethane reinforcement adhesive film is proposed, whose reinforcement thickness gradually tapers as it enters the core material. This minimizes stress concentrations at the interface, preventing excessive adhesive squeeze-out during the bonding process, and improves the stiffness of the beam. Results indicate the proposed model avoids the formation of micro cracks, interlaminar delamination, buckling, and local deformations, and effectively improves the stiffness of the beam.

본 연구는 수중 및 여가활동에 대한 수요 증가에 따른 다이버들을 위한 보트의 구조 건전성에 관한 것이다. 대상 선박은 선체 중앙부에 Moon Pool 구조를 갖추고 있는 소형 쌍동선이며, 연구수행은 ISO Rule 기반의 허용응력 산정을 통한 유한요소 해석법을 이용하여 연구를 수행하였다. 연구수행 방법은 ISO 12215-5와 TC118.1225-7에서 정의하고 있는 계수를 산정하고, 종방향굽힘 모멘트, 비틀림 모멘트, 선저슬래밍 하중 등을 적용하여 ISO 기준과 허용응력 설계법(ASD)에 의한 적합성 여부를 판정하고 유한요소해석(FEA)를 활용한 극한강도 설계법을(LFRD)를 적용하여 수행하였다. 연구결과 문풀형 구조를 가진 선박도 ISO규정, KR규정을 적용하여 설계시 구조적 건전성을 확보 하는 것으로 사료된다.

가스 터빈은 기동 및 정지 횟수가 많기 때문에 열피로나 취화 현상으로 인한 가스터빈 케이싱의 균열 또는 케이싱의 플랜지면에서 고온고압 가스의 누설이 발생할 가능성이 높다. 따라서 가스터빈 케이싱의 구조안전성 및 플랜지면에서의 누설평가는 반드시 수행되어야 하는 부분이다. 본 논문에서는 유한요소해석을 바탕으로 터빈 케이싱의 ASME B&PVC VIII-2 구조안전성 평가 및 접촉압력을 통한 누설 평가 그리고 볼트의 구조안전성 평가를 진행하였다. 또한 가스터빈 케이싱의 유한요소모델링 및 해석/평가 방법을 제안하여 가스터빈 개발에 활용할 수 있게 하였다.

가스 터빈은 기동 및 정지 횟수가 많기 때문에 열피로나 취화 현상으로 인한 가스터빈 케이싱의 균열 또는 케이싱의 플랜 지면에서 고온고압 가스의 누설이 발생할 가능성이 높다. 따라서 가스터빈 케이싱의 구조안전성 및 플랜지면에서의 누설평 가는 반드시 수행되어야 하는 부분이다. 본 논문에서는 유한요소해석을 바탕으로 터빈 케이싱의 ASME B&PVC VIII-2 구 조안전성 평가 및 접촉압력을 통한 누설 평가 그리고 볼트의 구조안전성 평가를 진행하였다. 또한 가스터빈 케이싱의 유한 요소모델링 및 해석/평가 방법을 제안하여 가스터빈 개발에 활용할 수 있게 하였다.

In this paper, as the transport cask was moved in the reactor, the structural integrity on the cask had to be evaluated in the normal transport condition. The drop height of the cask was determined by the weight of the cask in the normal transport condition by regulations about assessment test. It was determined that the drop height of the cask was 1.2 m by regulations. The velocity of the drop impact was calculated to perform the drop impact analysis by the principle of the conservation of energy. Using results of the simulation about the drop impact analysis, the structural integrity assessment on the transport cask was performed by ASME Boiler and Pressure Vessel Code.

원자로 격납건물은 냉각재상실사고와 같이 내부의 과도한 압력이 유발되는 사고에 있어서도 방사성 물질이 외부로 누출되지 않도록 막는 최종의 방벽이다. 이러한 격납건물의 기능적 중요성에 기인하여, 건설 초기 구조건전성시험(SIT)을 수행한다. 이러한 SIT거동을 가장 실제와 가깝게 예측하기 위한 해석 연구를 수행하였다. 해당 연구의 결과는 2편의 논문으로 정리되었는데, 본 논문은 그 중 II편으로 I편의 해석모델 구성 시의 주요 고려사항의 분석 및 예비해석 결과를 반영한 상세 해석 모델의 구성 과정 및 해석 결과를 제시하고 있다. 특히 비부착식 텐던으로 시공된 구조물에서 덕트관에 의한 강성 저감효과 및 덕트관을 사이에 둔 텐던과 콘크리트간의 밀착 여부에 따른 영향을 해석 시 최대한 고려하고자 하였다. 이러한 과정을 통해 구축된 해석 모델에 따른 변위과 신고리 3호기 SIT 측정변위를 비교한 결과, ASME CC-6000 기준을 충분히 만족시키는 결과가 나타남을 확인하였다.

원자로 격납건물은 냉각재상실사고와 같이 내부의 과도한 압력이 유발되는 사고에 있어서도 방사성 물질이 외부로 누출되지 않도록 막는 최종의 방벽이다. 이러한 격납건물의 기능적 중요성에 기인하여, 건설 초기 구조건전성시험(SIT)을 수행한다. 신고리 3호기 SIT 시험 당시 계측된 변위를 예측하기 위한 초기 해석 모델은 일부 위치에서 실제 변위를 과소 평가하는 경향을 보임에 따라 이를 개선하고자 하는 연구가 수행되었다. 해당 연구의 결과를 I 편과 II 편의 논문으로 정리하였으며, 본 I 편에서는 초기 해석모델을 개선해가는 과정에서의 해석모델 구성 시의 주요 고려사항의 분석 및 예비해석 결과를 제시하고 있다. 우선적으로 콘크리트 자체의 해석요소(mesh) 구성과 라이너, 철근, 텐던 등의 요소간의 연결 설정이 중요함을 확인하였다. 또한, 다양한 예비해석의 결과를 통해 비부착식 텐던으로 시공된 구조물에서 덕트관에 의한 강성 저감 효과 및 덕트관을 사이에 둔 텐던과 콘크리트간의 밀착 여부에 따른 강성 영향을 적절히 고려하는 것이 중요함을 확인하였다.

As the world energy consumption grows, the interest in marin energy resources is increasing. In excavating such resources, the marine riser which connects the floating structure and sea bed is an essential device. The riser system is often exposed to harsh ocean environment and thus vulnerable to damage. Since the failure of the riser system may cause serious economical loss as well as environmental problem, the structural integrity of the riser is very important. Generally, the riser is an extremely slender structure with a much smaller diameter than a length. Therefore, a structural integrity monitoring methodology for typical buildings and bridges may not be applicable. In this paper, the applicability of a damage identification method for a structure to a marine riser is examined via a numerical example. Also, recent research practices and findings for monitoring the behavior and the structural integrity of the marine riser are examined and summarized.

본 논문에서는 노심용융사고 시 관통노즐이 제거된 원자로용기 하부헤드의 구조 건전성 평가를 수행하였다. 열응력, 노심용융물의 질량 그리고 내압조건의 해석결과를 고려할 때, 하부헤드의 열응력에 의한 영향이 가장 크게 나타났다. 손상 가능성은 파손기준에 따라 평가하였으며, 등가소성변형률이 임계변형률 파손기준보다 낮은 수준으로 평가되었다. 열-구조물 연성해석 결과 하부헤드의 두께 중간층에서 항복강도보다 낮은 응력이 발생한 탄성영역 구간을 확인하였다. 내압이 커지면서 탄성영역 범위가 점차 좁아지면서 탄성영역이 내벽으로 이동하는 결과를 확인하였고, 노심용융사고 시 구조적 건전성을 만족하는 것으로 평가되었다.

The objective of this study is to evaluate the mechanical behaviors and structural integrity of the weldment of high strength steel by using an acoustic emission (AE) techniques. Monotonic simple tension and AE tests were conducted against the 3 kinds of welded specimen. In order to analysis the effectiveness of weldability, joinability and structural integrity, we used K-means clustering method as a unsupervised learning pattern recognition algorithm for obtained multi-variate AE main data sets, such as AE counts, energy, amplitude, hits, risetime, duration, counts to peak and rms signals. Through the experimental results, the effectiveness of the proposed method is discussed.

The objective of this study is to evaluate the mechanical behaviors and structural integrity of the weldment of high strength steel by using an acoustic emission (AE) techniques. Simple tension and AE tests were conducted against the 3 kind of welding test specimens. In order to analysis the effectiveness of weldability, joinability and structural integrity, we used K-means clustering method as a unsupervised learning pattern recognition algorithm for obtained multivariate AE main data sets, such as AE counts, energy, amplitude, hits, risetime, duration, counts to peak and rms signals. Through the experimental results, the effectiveness of the proposed method is discussed.

In this paper, the necessity of developing effective nondestructive testing and monitoring techniques for the evaluation of structural integrity and performance is described. The evaluation of structural integrity and performance is especially important when the structures and subject to abrupt external forces such as earthquake. A prompt and extensive inspection is required over a large area of earthquake-damaged zone. This evaluation process is regarded as a part of performance-based design. In the paper, nondestructive testing and monitoring techniques particularly for concrete structures are presented as methods for the evaluation of structural integrity and performance. The concept of performance-based design is first defined in the paper followed by the role of evaluation of structures in the context of overall performance=based design concept. Among possible techniques for the evaluation, nondestructive testing methods for concrete structures using radar and a concept of using fiber sensor for continuous monitoring of structures are presented.

본 논문에서는 가압열충격의 파괴역학적 해석에 필요한 이론을 조사하였고 원자로용기의 구조건전성을 평가하기 위하여 해석과정을 전산화하였다. 우선 사고 transient에 대하여 원자로용기내의 압력과 주입되는 냉각재의 온도변화가 주어지면 이들로 부터 시간에 따른 용기에서의 온도와 응력분포를 구하고, 중성자 조사량과 용기 재질의 화학성분으로 부터 기준무연성천이온도의 분포가 구해지며 이로부터 파괴인성치 KIA와 KIC의 분포가 얻어진다. 또한 응력분포로 부터 균열의 크기 및 형상에 따라 응력확대계수 KI이 구해지므로 이를 KIA및 KIC와 비교함으로써 균열의 성장거동을 예측할 수 있다. 지금까지 보고된 가압열충격을 유발할 수 있는 대표적인 사고 transient가 국내 발전소에 발생할 경우를 가정하여 해석을 수행하였고 그 결과에 대하여 검토하였다.

The operation time of a disposal repository is generally more than one hundred years except for the institutional control phase. The structural integrity of a repository can be regarded as one of the most important research issues from the perspective of a long-term performance assessment, which is closely related to the public acceptance with regard to the nuclear safety. The objective of this study is to suggest the methodology for quantitative evaluation of structural integrity in a nuclear waste repository based on the adaptive artificial intelligence (AI), fractal theory, and acoustic emission (AE) monitoring. Here, adaptive AI means that the advanced AI model trained additionally based on the expert’s decision, engineering & field scale tests, numerical studies etc. in addition to the lab. test. In the process of a methodology development, AE source location, wave attenuation, the maximum AE energy and crack type classification were subsequently studied from the various lab. tests and Mazars damage model. The developed methodology for structural integrity was also applied to engineering scale concrete block (1.3 m × 1.3 m × 1.3 m) by artificial crack generation using a plate jacking method (up to 30 MPa) in KURT (KAERI Underground Research Tunnel). The concrete recipe used in engineering scale test was same as that of Gyeongju low & intermediate level waste repository. From this study, the reliability for AE crack source location, crack type classification, and damage assessment increased and all the processes for the technology development were verified from the Korea Testing Laboratory (KTL) in 2022.

A lot of CANDU Spent Fuels (CSFs) have been stored in spent nuclear fuel pools and dry storage facilities. In accordance with the enhanced nuclear regulations, the initial characteristics of CSF should be inspected to ensure the integrity of CSF and the reliable operation of storage system before loading it into a cask for long-term dry storage. For the inspections, an initial characteristics measurement equipment was designed, which is used for Pool-Side Examination (PSE) in the spent fuel pool of the pressurized heavy water reactor nuclear power plant. Measurements using the equipment consist of non-contact inspections and contact inspections. The non-contact inspections do not affect CSF integrity, whereas the integrity of CSF can be reduced during the contact inspections under abnormal operating conditions because the probe of equipment may apply specific loads to the CSF. Therefore, the structural integrity evaluations of equipment and CSF are performed using Finite Element (FE) analyses for four combinations based on two abnormal conditions and two probe positions. The used abnormal conditions are the pressing load condition and the scratching load condition, and two probe positions are the center and bottom of the fuel rod in the longitudinal direction, respectively. In this evaluation, the bottoms of the fuel rod or CSF are defined as the regions facing the bottom surface of equipment. The analysis of the pressing load condition is performed by pressing the probe of the equipment in radial direction of the CSF fuel rod. That of the scratching load condition is carried out by applying a specific radial load to the CSF fuel rod using the probe and then applying the load to the surface of the fuel rod while moving axially along the surface. All combinations are analyzed considering geometric, boundary and material non-linearity under the dynamic load, which is dependent on the equipment operating velocity. The stresses of CSF and equipment components were obtained from these analyses. The maximum stress of each component was generated at the combination on the scratching load condition for the bottom position among the four combinations. The obtained maximum stresses are lower than the yield stress for each component material. Also, the CSF is not overturned due to the support plate of the equipment in all analyses. Therefore, the structural integrity and safety of the equipment and the CSF are maintained under abnormal operating conditions during the inspection using the initial characteristic measurement equipment.