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남현석(Hyun-Suk Nam),김태순(Tae-Soon Kim),김갑순(Kap-Sun Kim),이상섭(Sang-Seob Lee),이미연(Mi-Yeon Lee) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.4
In this paper, the influence of major input variable used in the fuel assembly analysis model on the seismic analysis evaluation was analyzed. The seismic evaluation of fuel assembly is performed by comparing the grid impact load calculated by FE model with the grid impact strength. Also, stress analysis results calculated by detailed stress analysis model compare allowable criteria according to ASME Section III NB. In general, the margin of the gird impact load evaluation result is smaller than that of the detailed stress evaluation results. Therefore, sensitivity of the grid impact load according to the change of major input variables was analyzed in this study. The impact load generated on the grid is determined through the horizontal reactor internal structure and detailed core seismic analysis. The sensitivity analysis was conducted by main property values used as input variables. The sensitivity of the impact load according to the fuel assembly damping ratio, assembly stiffness, through grid stiffness and core gap was confirmed. As a results, it was analyzed that the through-grid stiffness had the most significant effect on the increase/decrease of the grid impact load. These results are expected to be utilized in the development of seismic analysis method for fuel assembly under beyond design basis earthquake loading condition.
원주방향 균열 배관에 대한 R6, RCC-MR A16 코드에 의한 1,2 차 복합 하중하에서 J-적분 비교
남현석(Hyun Suk Nam),오창영(Chang Young Oh),김윤재(Yun Jae Kim) 대한기계학회 2013 大韓機械學會論文集A Vol.37 No.5
본 논문에서는 R6 코드와 RCC-MR A16 코드에서 원주방향 균열 배관에 대해 제시하는 1,2차 복합 하중하에서 J-적분 계산법에 대한 정량적인 비교를 하였다. 균열의 형상, 균열의 깊이, 2차 하중의 크기 변수에 대한 유한요소 해석을 수행 하였고 유한요소 해석 결과를 이용해 각 코드의 J-적분 평가법에 대한 정량적인 비교를 하였다. R6 코드는 Lr=1 부근에서 보수적으로 평가 되었으며 RCC-MR A16 코드의 경우 기계하중이 작은 영역에서 보수적으로 평가되었다. 이와 같은 결과를 토대로 본 논문에서는 원주방향 균열이 있는 배관에 대하여 각 코드의 J-적분 계산을 보완할 수 있는 방법을 제시하였다. 그 결과로 보완된 J-적분 계산이 유한요소해석 결과와 잘 일치하는 것을 확인 하였다. This paper provides a comparison of the J-integral estimation method under combined primary and secondary stress in the R6, RCC-MR A16 code. The comparisons of each code are based on finite element analysis using ABAQUS with regard to the crack shape, crack depth, and magnitude of secondary load. The estimate of the R6 code is conservative near Lr = 1, and that of the RCC-MR A16 code is conservative near Lr = 0. As a result, this paper proposes a modified method of J-integral estimation in the R6, RCC_MR A16 code. The J-integral using the modified method corresponds to the finite element analysis result.
원전 정상가동조건 적용 방식이 원자로 압력용기 상부헤드 관통 노즐의 용접 잔류응력에 미치는 영향
남현석(Hyun Suk Nam),배홍열(Hong Yeol Bae),오창영(Chang Young Oh),김지수(Ji Soo Kim),김윤재(Yun Jae Kim) 대한기계학회 2013 大韓機械學會論文集A Vol.37 No.9
가압형 경수로 원자로의 압력용기 상부헤드 관통노즐 J-groove 용접부 주변에서 일차수응력부식균열(PWSCC)로 인한 냉각수 누설사례가 발생하고 있다. 본 연구에서는 PWSCC 의 주요 원인 중 하나인 용접 잔류응력을 유한요소 해석을 이용해 평가하고 원자력 발전소의 정상가동 조건을 해석에 반영하는 방법이 용접잔류응력 분포에 미치는 영향에 대한 분석을 수행하였다. 또한 반복되는 원자력 발전소의 가동 주기가 용접잔류응력 분포에 미치는 영향을 확인하여 정상가동조건에서의 정확한 용접 잔류응력을 예측할 수 있는 방법을 분석하였다. In pressurized water nuclear reactors (PWRs), the reactor pressure vessel (RPV) upper head contains penetration nozzles that use a control rod drive mechanism (CRDM). The penetration nozzle uses J-groove weld geometry. Recently, the occurrence of cracking in alloy 600 CRDM penetration nozzle has increased. This is attributable to primary water stress corrosion cracking (PWSCC). PWSCC is known to be susceptible to the welding residual stress and operational stress. Generally, the tensile residual stress is the main factor contributing to crack growth. Therefore, this study investigates the effect on weld residual stress through different analysis methods for normal operating conditions using finite element analysis. In addition, this study also considers the effect of repeated normal operating condition cycles on the weld residual stress. Based on the analysis result, this paper presents a normal operating condition analysis method.
변형률 속도를 고려한 유한요소 기반 연성 찢김 해석 기법 개발
남현석(Hyun Suk Nam),김지수(Ji Soo Kim),김진원(Jin Weon Kim),김윤재(Yun Jae Kim) 대한기계학회 2016 大韓機械學會論文集A Vol.40 No.2
본 논문은 유한요소해석을 이용한 고변형률 조건에서의 연성파손 해석기법을 제안한다. 고변형률 하중이 작용하는 구조물에 대한 파괴거동 예측을 위해 본 논문에서는 Johnson/Cook 모델을 고려한 수정응력 파괴변형률 모델을 사용하였다. 제시된 모델은 인장 실험 모사해석결과로부터 얻어지는 삼축응력 및 파괴변형률에 의해 파손이 정의된다. 다양한 실험속도의 인장 실험결과 및 정적 하중조건에서의 파괴인성 실험을 이용하여 수정응력 파괴변형률 모델의 변수를 결정하였다. 결정된 모델을 이용하여 동적 하중조건에서 파괴인성시편에 대한 해석을 수행하였으며 해석결과와 실험결과를 비교하여 해석기법을 검증하였다. This paper proposes ductile failure simulation under high strain rate conditions using finite element (FE) analyses. In order to simulate a cracked component under a high strain rate condition, this paper applies the stressmodified fracture strain model combined with the Johnson/Cook model. The stress-modified fracture strain model determines the incremental damage in terms of stress triaxiality (σm/σe) and fracture strain (εf) for a dimple fracture using the tensile test results. To validate the stress-modified fracture strain model under dynamic loading conditions, the parameters are calibrated using the tensile test results under various strain rates and the fracture toughness test results under quasi-static conditions. The calibrated damage model predicts the CT test results under a high strain rate. The simulated results were then compared with the experimental data.