원자력기계재료

교수소개

연구실 소개

원자력기계재료실험실은 원자력발전소를 구성하고 있는 주요 기기와 설비의 구성 재료에 대한 물성(Property)과 열화(Aging) 특성을 평가하고, 이를 이용한 원전 기기와 설비의 건전성(Integrity)을 평가하는 연구실입니다. 특히 원자력 재료의 물성 평가를 위한 파괴적/준비파괴적 실험과 기기 건전성 평가를 위한 해석에 특화되어 있는 연구실입니다.

연구실 구성원

현 구성원

보유장비 및 소프트웨어

보유 장비

소프트웨어

주요 연구 내용

J.W. Kim, H.D. Kweon, Y.J. Kim, “Failure behavior of SA508 Gr.1a LAS and SA312 TP316 SS pipes with a circumferential through-wall crack under large amplitude cyclic loads,” Thin-Walled Struct., Vol.161, 107524 (2021)
J.M. Lee, J.H. Hwang, Y.J. Kim, J.W. Kim, “Predicting ductile fracture of cracked pipes using small punch test data,” Europ. J. Mech./A Soilds, Vol. 87, 104211 (2021)
H.D. Kweon, J.W. Kim, S. Song, D. Oh, “Determination of true stress-strain curve of type 304 and 316 stainless steels using a typical tensile test and finite element analysis,” Nucl. Eng. Tech., Vol. 53, pp. 647-656 (2021)
J.H. Hwang, G.G. Yoon, Y.J. Kim, H.S. Nam, J.W. Kim, “Fracture modeling of cracked pipe under monotonic and cyclic loading,” Int. J. Mech. Sci., Vol. 183, 105837 (2020)
J.H. Hwang, H.T. Kim, Y.J. Kim, H.S. Nam, J.W. Kim, “Crack tip fields at crack initiation and growth under monotonic and large amplitude cyclic loading: Experimental and FE analyses,” Int. J. Fat., Vol.141, 105889 (2020)
G.G. Yoon, J.H. Hwang, D.Y. Lee. Y.J. Kim, J.W. Kim, N. Miura, “Fracture mechanics analysis method for cracked components under very low cycle fatigue loading,” Int. J. Press. Ves. & Piping, Vol. 188, 104191 (2020)
S.J. Kim, K.D. Bae, Y.J. Kim, H.W. Ryu, J.W. Kim, Y.J. Oh., “The effect of complex crack shape on crack driving forces and crack tip stress fields: Experiment and FE analysis,” Int. J. Press. Ves. & Piping, Vol. 185, 104135 (2020)
J.W. Kim, I.H. Song, H.D. Kweon, J.S. Kim, Y.J. Kim, “Evaluation of Deformation and Failure Behaviors of Nuclear Piping Components Under Beyond Design Basis Seismic Loads Using a Simulated Specimen,” J. of Pres. Ves. Tech., Vol.142, 051305 (2020)
Y.J. Kim, Y.J. Oh, H.B. Park, J.W. Kim, Y.J. Kim, “Instability moment predictions for complex through-wall cracked pipes of low alloy steel,” Int. J. Press. Ves. & Piping, Vol. 179, 103941 (2020)
G.G. Yoon, H.S. Nam, Y.J. Kim, J.W. Kim, “Numerical prediction of thermal aging and cyclic loading effects on fracture toughness of cast stainless steel CF8A: Experimental and numerical study,” Int. J. Mech. Sci., Vol. 163, 105120 (2019)
J.S. Kim, M.W. Lee, Y.J. Kim, J.W. Kim, “Numerical validation of burst pressure estimation equations for steam generator tubes with multiple axial surface cracks”,” Nucl. Eng. & Tech., Vol. 51, pp. 579-587 (2019)
J.W. Kim, M.R. Choi, Y.J. Kim, “J-R fracture toughness of cold-worked TP316L stainless steel under seismic loading conditions,” Int. J. Press. Ves. & Piping, Vol. 171, pp. 137-144 (2019)
H.S. Nam, J.M. Lee, G.G., Yun, Y.J. Kim, J.W. Kim, “Simulation of ductile fracture toughness test under monotonic and reverse cyclic loading,” Int. J. Mech. Sci., Vol. 135, pp. 609-620 (2018)
H.S. Nam, Y.J. Kim, J.W. Kim, J.S. Kim, “Energy-based numerical modeling of the strain rate effect on fracture toughness of SA508 Gr.1a,” J. Strain Analysis, Vol. 52, pp. 177-189 (2017)
M.W. Lee, J.S. Kim, Y.J. Kim, J.W. Kim, “Burst pressure estimation equations for steam generator tubes with multiple axial surface cracks,” Int. J. Press. Ves. & Piping, Vol. 158, pp. 59-68 (2017)
J.W. Kim, M.R. Choi, and Y.J. Kim, “Effect of Loading Rate on the Fracture Behavior of Nuclear Piping Materials Under Cyclic Loading Conditions,” Nucl. Eng. & Tech., Vol. 48, pp. 1376-1386 (2016)
H.S. Nam, J.S. Kim, H.W. Ryu, Y.J. Kim, and J.W. Kim, “Numerical Ductile Tearing Simulation of Circumferential Cracked Pipe Tests under Dynamic Loading Conditions,” Nucl. Eng. & Tech, Vol.48, pp. 1252-1263 (2016)
K.H Eom, J.W. Kim, Y.J. Kim, and J.S. Kim, “Failure Behavior of Multiple-Axial Part-Through-Wall Flaws in Alloy 690TT Steam Generator Tubes,” J. of Pres. Ves. Tech., Vol.138, pp.021406-1-10 (2016)
J.Y. Jeon, Y.J. Kim, J.W. Kim, K.H. Lee, J.S. Kim, “Numerical Prediction of Maximum Load-Carrying Capacity of Cracked Alloy 690TT Steam Generator Tubes,” J. of Pres. Ves. Tech., Vol.138, pp.041601-1-9 (2016)

김상언, 홍진의, 김진원, “SA240 TP304 스테인리스강 모재와 용접재의 반복 변형 및 손상 거동에 미치는 냉간가공의 영향,” 대한기계학회논문집(A), Vol.45, No.7, pp. 559-566 (2021)
김상언, 김진원, 이대영, 박흥배, “방향과 위치에 따른 배관 엘보우의 기계적 물성 불균일성 평가,” 대한기계학회논문집(A), Vol.45, No.2, pp. 123-131 (2021)
김상언, 김진원, “냉간가공된 TP304 스테인리스강 모재와 용접재를 이용한 반복 변형 및 손상 거동에 미치는 중성자조사 영향 모사,” 한국압력기기공학회 논문집, Vol. 16, No. 2, pp. 58-67 (2020)
김진원, 이대영, 박흥배 “반복하중 하의 엘보우 변형 및 손상 특성 평가를 위한 모사시험 방법 제안,” 한국압력기기공학회 논문집, Vol. 16, No. 1, pp. 1-10 (2020)
김진원 외 8인, “원형 노치 CT 시편을 이용한 다양한 피로수명평가 절차의 보수성 평가,” 한국압력기기공학회 논문집, Vol. 15, No. 2, pp.19-30 (2019)
김진원, 김윤재 “냉간가공을 통한 중성자조사된 오스테나이트 스테인리스강의 기계적물성 모사 타당성 분석,” 한국압력기기공학회 논문집, Vol. 15, No. 2, pp. 9-18 (2019)
김진원 외 5인, “표준 인장시험과 반복하중 C(T) 시험을 이용한 균열해석에서의 Chaboche 복합경화 모델 결정법,” 한국압력기기공학회 논문집, Vol. 15, No. 2, pp. 31-39 (2019)
정현준, 김진원, 김종성, 구경회, “지진하중 조건의 비선형 유한요소해석에서 반복경화 거동고려를 위한 Bi-linear 응력-변형률 곡선,” 한국압력기기공학회 논문집, Vol. 14, No. 2, pp. 59-68 (2018)
이은주, 권형도, 이종민, 김진원 “대형 지진하중에 대한 시편의 변형률기반 손상평가,” 한국압력기기공학회 논문집, Vol. 14, No. 2, pp. 24-31 (2018)
최명락, 김진원, “원전 구조재료의 반복 변형거동에 미치는 경년열화 영향 평가,” 대한기계학회논문집(A), Vol.42, No.3, pp. 239-246 (2018)
김진원, 김종성, 김윤재, 권형도, “지진 하중조건에서 배관 건전성 평가를 위한 실험적 연구 현황,” 한국압력기기공학회 논문집, Vol. 13, No. 1, pp. 16-39 (2017)
김진원, 김종성, 권형도, “반복 응력-변형률 시험을 통한 반복하중 조건에서 원전 주요 구조재료의 변형거동 평가,” 한국압력기기공학회 논문집, Vol. 13, No. 1, pp. 75-83 (2017)
최일영, 김진원, “한국표준형 원전 제어봉구동장치 전원공급계통의 전동발전기 세트 안정성 개선,” 한국압력기기공학회 논문집, Vol. 12, No. 1, pp. 49-55 (2016)
김진원 외 5인, “C(T) 시편 측면 홈 유무에 따른 파괴저항곡선 변화가 유한요소 손상모델 변수 결정에 미치는 영향 평가,” 대한기계학회논문집(A), Vol.40, No.6, pp.539-546 (2016)
남현석, 김지수, 김윤재, 김진원, “변형률 속도를 고려한 유한요소 기반 연성 찢김 해석 기법 개발,” 대한기계학회논문집(A), Vol.40, No.2, pp.167-173 (2016)

해외 내진분석 기술기분을 적용한 표준형원전 설계초과지진 대응 기술개발, 산업부 (에기평), 2019.05.01-2021.12.31 (공동연구자)
큰 반복하중 조건에서 중성자조사를 모사한 스테인리스강 용접부의 균열거동 평가 방법론 개발 및 검증시험, 한국연구재단, 2018.09.18-2020.12.31 (연구책임자)
균열을 고려한 상세 기기 내진 평가 절차 개발, 한수원(주), 2018.2-2020.1 (연구책임자)
주증기배관 인장 및 파괴인성 평가 시험, 한수원 중앙연구원, 2016.11-2019.9 (연구책임자)
설계초과지진 조건에서 재질열화를 고려한 가동원전 주요 기기 결함안전성 평가기술 개발 및 모사실험을 통한 검증, 산업부 (에기평), 2014.12~2017.9 (연구책임자)

반복하중에 따른 엘보우 배관의 변형 및 손상 거동 분석용 링 시편과 이를 이용한 시험방법, 2021 (등록번호: 제10-2280723)
수압을 이용한 고온 튜브 파열시험 장치 및 이를 이용한 파열 시험방법, 2016 (등록번호 : 제10-1655837호)

진학 시 준비사항

원자력기계재료실험실에 관심이 있는 학생은 대학원 모집기간에 지원을 통해서 진학할 수 있으며, 원자력공학과 뿐 아니라 기계 또는 재료 관련 학과를 졸업(졸업예정)한 학생도 지원이 가능하다. 실험실에서 수행하는 연구에 관심이 있다면 학부생도 학생연구원으로 실험실에서 수행하는 실험과 해석에 참여할 수 있으며, 학부생은 대학원 모집 기간에 관계없이 담당교수 또는 실험실 대학원생과 면담을 통해 실험실에 들어올 수 있습니다.

졸업생 진로 방향

한국수력원자력(주), 한국수력원자력 중앙연구원, 한국원자력연구원, 한국원자력안전기술원, 한국전력기술(주), 한전연료(주), 한국원자력통제기술원, 한국원자력환경공단, 원자력관련 중소벤처 기업 등