이 논문은 원전 격납건물의 극한내압능력 평가와 비선형해석을 수행하기 위하여 개발된 해석프로그램인 9절점 퇴화 쉘 유한요소에 대하여 기술하였다. 개발된 쉘 유한요소는 퇴화 고체기법과 구조물에서 발생하는 횡전단변형도를 고려하기 위하여 Reissner-Mindlin(RM)가정을 도입하였다. 콘크리트의 재료모델은 등가응력-등가변형률의 관계를 이용하여 콘크리트의 응력과 변형률의 수준을 결정하고, 콘크리트에 균열이 발생하면 부착응력을 고려하는 인장강성모델과 균열면에서의 전단전달 메카니즘 그리고 균열면에서 압축강도 감소모델 등으로 재료적 거동을 나타내었다. 또한 균열발생기준으로 압축-인장영역에는 Niwa가 제안한 응력포락선을 도입하였고, 인장-인장영역에는 Aoyagi-Yamada가 제안한 응력포락선을 사용하였다. 개발된 프로그램의 성능은 다양한 수치예제를 통하여 검증하였다. 검증예제 결과로부터 개발된 쉘 유한요소를 이용한 해석결과는 실험결과 또는 다른 해석결과와 유사한 결과를 도출하였다.
원전 해체 작업장의 요구에 따라 드론 기반 무인 원격 방사선 검출 모듈을 개발하였다. 사람이 접근해서 방사선을 측정할 수 없는 원자력 발전소 격납용기 내부 상공 및 외부로 누설되는 방사선 측정을 위한 목적으로 저준위에 민감한 GM-tube를 사용하여 제작하였다. 드론 기반 방사선 검출 모듈의 무게는 200g 미만으로 원자력 발전소 격납용기 내부의 상공과 외부 공중에서도 운용이 가능하다. 설계된 장비의 성능 확인을 위해 국제 기준 (IEC60864)을 참고하여 성능평가 실험을 시행하였다. 현장의 요구에 맞게 설계된 방사선 검출 모듈의 안정성은 측정 정확도를 평가하기 위한 변동률 실험에서 반복 측정에 의한 통계적 변동률은 ±4.6%. 선량률 의존성을 평가하기 위한 선형성 실험에서 정확도 ± 7.3%, 전체 선형도는 ± 3.5%이며 성능평가를 위한 국제기준을 만족하였다. 본 연구에서 개발한 무인 원격 방사선 검출 모듈은 원전 해체 작업장 맞춤형 장비로, 방사선 분진이 많은 현장에서 정확한 공간선량률의 측정과 방사선 작업장 안전관리에 도움을 줄 수 있을 것으로 확신한다.
본 연구에서는 나선형과 판형의 핀을 가진 원자력 발전소용 직교류 핀-관 열교환기의 열량을 ARI Standard-410에 따라 실험적으로 측정하여 풍속과 냉수속에 따른 열저항 및 압력 손실을 도출하는 것을 목적으로 하였으며, 이러한 시도를 통해서 실제 열교환기의 성능 평가시 필요한 기술적 자료를 축적하고자 하였다. 실험에서는 나선형 6fin/in, 8fin/1n, 10fin/in 열교환기와 판형 8fin/in 열교환기를 사용하였으며, 풍속을 0.486m/s와 2.214m/s로, 수속을 1m/s~4m/s로 하여 실험을 행하였다. 실험 결과를 통하여, 원자력 발전소의 격납 용기내의 공기조화를 위하여 사용되어 지는 열교환기의 성능 평가 방법 및 실증 능력을 확보하였으며, 풍속 증가에 따라 총괄 열전달 계수는 전체적으로 비례 증가하는 경향을 보였다. 판형이 나선형 보다 열전달 계수가 작게 나타났으며, 나선형 열교환기의 경우 fin수에 따른 변화는 크지 않았으나, 열전달 면적을 고려한 경우에는 나선형 10fin/in 열교환기가 가장 뛰어난 열교환 성능을 발휘함을 알 수 있었다. 또한, 공기측의 압력 손실은 전체적으로 전연 풍속 증가에 따라서 속도 제곱에 비례하여 증가하는 경향을 보였다.
로봇 시스템의 제어 및 이를 이용한 환경 인식에는 많은 전자 광학 소자들이 사용되고 있다. 로봇 제어회로에 사용되고 있는 Si CMOS 공정의 CPU, ASIC, FPGA 소자는 고 선량의 감마선에 취약하다. 환경정보 수집용으로 로봇에 탑재되는 CMOS/CCD 카메라의 관측영상에는 고선량 감마선으로 인한 speckle (백색잡음, white noise) 들이 나타나며, 이들이 카메라의 관측성능을 저하시킨다. 후쿠시마 원자력발전소 사고와 같이 원자력시설에서 제어불능의 심각한 사고가 발생되면 고선량 감마선이 방출된다. 이러한 고선량 감마선방출은 사람에 의한 사고수습을 불가능하게 하며, 사고 수습을 위해서는 로봇의 활용이 불가피하다. 그러나, 방출되는 고선량 감마선의 세기(선량율)가 지나치게 높을 경우, 로봇 전자회로가 장애를 일으키기 때문에 로봇의 적절한 임무수행이 가능한 감마선 세기에 대한 고려가 필요하다. 본 논문에서는 고선량 감마선 환경하에서의 로봇 탑재 CCD/CMOS 카메라의 관측 성능을 고려하여 100 Gy/h 를 감마선 선량율 제한조건으로 설정한다. 그리고, 재 가동 승인심사를 받기 위해 일본의 원전 운영자들이 제시한 PWR (가압경수로) 원전의 중대사고 대책 적합성 평가문서에 나타난 노심용융개시 시점의 원자로 격납건물내 감마선 선량율 추이 계산결과를 활용하여 로봇의 대응시간을 계산하였다. 문서 (PDF) 에 표현된 감마선 선량율 추이 그래프를 영상 판독하여, 격납건물내 감마선 선량율이 100 Gy/h 제한조건에 도달하는 시간을 계산하였다. 이를 로봇의 대응시간으로 설정한다.
신형 원전의 피동격납건물냉각계통(PCCS: Passive Containment Cooling System)을 구성하는 단일 전열관의 열제거 성능을 평가하기 위해, 비응축성 기체 존재 시 수직 튜브 외벽에서 발생하는 증기의 응축 열전달에 대한 실험을 수행하였다. 외경 40 mm, 길이 1.0 m의 전열관 외벽에서 증기-공기 혼합물의 평균 열전달계수를 측정하였으며, 압력 2-4 bar, 공기의 질량분율 0.1-0.7의 범위에서 실험데이터를 수집하였다. 이를 통해 압력과 비응축성기체의 농도가 응축 열전달계수에 미치는 영향을 평가하였다. 실험결과를 기존의 열전달모델인 Uchida와 Dehbi의 상관식과 비교하였으며, 이들 상관식은 실험결과에 비해 상대적으로 열전달계수를 낮게 예측함을 확인하였다.
This work proposes a noncontact ultrasonic transducer for detecting wall-thinning of containment liner plates of nuclear power plants by measuring their thickness without physical contact. Because the containment liner plate is designed to prevent atmospheric leakage of radioactive substances under severe nuclear accident, its wall-thinning inspection is important for safety of nuclear power plants. Wall-thinning investigation of containment liner plates have been carried out by measuring their thickness with contact-type ultrasonic thickness gauge by inspectors and needs a lot of time and cost. As an alternative, an electromagnetic acoustic transducer measuring precisely thickness of containment liner plates without any physical contact or couplant was suggested in this research. A transducer generating and measuring shear ultrasonic waves in thickness direction was designed and wave field produced by the transducer was analyzed to verify the design. The working performance of the suggested transducer was tested with carbon steel plate specimens with various thicknesses. The test result shows that the proposed transducer can measure thickness of the specimens precisely without any couplant and implies that swift scanning of wall-thinning of containment liner plates will be possible with the proposed transducer.
최근 전 세계적으로 발생하고 있는 각종 사고 및 테러공격 등으로 인한 폭발, 충돌, 화재 사고가 빈번하게 발생하고 있으며, 특히, 2001년 미국 세계무역센터와 펜타곤에 발생한 9.11 테러사건 이후 사회적인 안전 불감증이 더욱 고조되고 있다. 또한, 2011년 일본 후쿠시마 원전사고로 인한 원전 격납건물 손상 시 발생할 수 있는 물리적, 환경적 위험성에 대한 사회적 불안감이 날로 커짐에 따라 원전격납건물, 가스탱크 등에 널리 사용되는 프리스트레스트 콘크리트 구조물에 대한 극한하중 연구가 다양하게 진행되고 있다. 본 연구에서는 2방향 비부착 프리스트레스트 콘크리트 패널 부재의 폭발저항성능을 분석하기 위하여 $1,400{\times}1,000{\times}300mm$의 철근콘크리트(RC), 프리스트레스 텐던으로만 보강된 콘크리트(PSC), 프리스트레스 텐던과 철근으로 보강된 콘크리트(PSRC) 시편을 제작하였다. 폭발하중은 ANFO 55 lbs 의 장약량을 1.0 m 이격거리로 적용하였으며, 측정하고자 하는 데이터는 초기 압력폭발하중 뿐 아니라, 반사압력, 충격량, 중앙부의 처짐, 가속도, 철근 및 콘크리트, 텐던의 변형률을 측정하여 분석하였다. 본 연구는 향후 국내외 프리스트레스트 콘크리트에 대한 방호설계 및 폭발해석 등 관련 연구분야의 중요한 자료가 될 것이라 판단된다.
방사성폐기물의 처리과정에서 발생한 설계하중 이상의 지진은 방사성 물질을 외부로 노출시킬 수 있으므로 방사성폐기물 처분장은 설계시 지진에 대하여 충분한 여유도를 가지도록 설계되어야 한다. 본 연구에서는 방폐장의 지상구조물에 대한 지진성능을 평가하기 위하여 지진 취약도 분석을 수행하였다. 지진 취약도 평가에 의하면, 해석모델로 선정된 인수저장 시설과 방사성폐기물 건물은 장방형의 구조물로써 구조물의 축에 따라 지진 성능이 약 23%~43% 다르게 나타났다. 최소 손상수준을 기준으로 할 경우 인수저장시설과 방사성폐기물 건물의 HCLPF성능은 각각 0.52g와 0.93g로 나타났으며, 방사성폐기물 건물은 원전의 격납건물과 유사한 지진성능을 보였다.
현재 교량, 터널, 원전격납구조물, 가스탱크 등의 주요 사회기반 구조물은 긴장재에 의해 구속효과가 적용된 프리스트레스트 콘크리트(PSC) 구조물로 주로 이루어져 있으며, 기술의 발전과 함께 프리스트레스트 콘크리트의 적용범위가 넓어지고 있는 추세이다. 일반적으로 콘크리트 구조물은 다른 구조재료에 비하여 내화성이 뛰어나다고 평가되고 있으나, 긴장재에 의해 구속된 프리스트레스트 콘크리트 구조물의 경우, 고온의 화재에 대한 부재의 거동은 일반 콘크리트 구조물의 거동과는 상이하나, 이와 관련된 국내외 연구 또한 미비한 실정이다. 그러므로, 이 연구에서는 $1400{\times}1000{\times}300mm$ 부재의 양방향에 430 kN의 긴장력을 준 비부착 프리스트레스트 콘크리트 패널부재를 제작하여, 5분 이내에 $1200^{\circ}C$의 화재하중을 가할 수 있는 RABT 화재 시나리오를 적용하여 이방향으로 구속된 프리스트레스트 콘크리트의 내화성능을 실험적으로 검토하였다. 또한 잔존내력구조실험을 수행하여, 화재에 의해 손상을 받은 프리스트레스트 콘크리트 구조물의 잔류응력을 일반 철근콘크리트 구조물과 비교 검토하였다. 이 연구 결과를 통해 화재에 대한 PSC 부재와 RC 부재의 거동은 서로 상이하였음을 확인하였다.
일반적으로, 원전구조물은 다량의 철근이 사용되어 시공과정에서 여러 잠재적 문제점이 발생한다. 특히, 구조부재의 연결부위는 수많은 갈고리철근, 매입철물과 주변 철근 등에 의해 심각한 과밀현상이 발생하므로 여타 다른 부위보다 콘크리트 타설에 더 큰 어려움이 야기된다. 원전구조물에 사용되는 일반강도(ASTM A615 Gr.60)의 대구경(43 mm & 57 mm) 표준갈고리 철근을 대신하여 고강도(ASTM A615 Gr.80)의 대구경(43 mm & 57 mm) 확대머리 철근을 사용할 수 있도록 관련 기술기준을 개정하여 철근 과밀배근 문제를 해결하는 데 본 연구의 목적이 있다. 확대머리 철근을 원전구조물에 효과적으로 사용하기 위해서는 기존의 정착성능을 그대로 유지하거나 그 이상으로 증가시키면서 사용 제한요건을 완화는 방안을 찾아야 하므로 철근직경, 철근 항복강도, 측면피복 두께와 같이 확대머리 철근의 사용을 제한하는 변수 영향을 검토할 수 있는 실험결과를 분석하여 정착성능을 평가하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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