• 한국전산구조공학회논문집
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• 제13권1호
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• pp.147-158
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• 2000

철근콘크리트 냉각탑은 대형의 구조물로서 건설과정중의 오류와 콘크리트의 장기 거동에 의하여 기하학적 형상이 설계에서 목적하는 형상에서 벗어난 형상불완전을 가질 수 있다. 형상불완전의 구조거동에의 영향은 완전쉘에 나타나는 응력 이외에 추가적인 응력의 발생을 들 수 있다. 본 논문에서는 몬테카를로 방법을 사용하여 냉각탑 쉘의 형상불완전에 의한 확률론적 거동에 대하여 고찰하였다. 냉각탑에 형상불완전을 유발하는 기하인수로는 냉각탑의 반지름과 쉘의 두께를 택하였다. 이들 기하인수는 기존에 사용되던 모델인 축대칭 모델과 볼록형상의 모델과는 달리 특정 통계특성치를 가지는 추계장으로 가정하였다. 해석 결과는 냉각탑의 반지름에 나타나는 불확실성은 쉘의 두께에서의 불확실성보다 구조거동의 반응변화도에 매우 큰 영향을 미친다는 사실을 보여주었다. 기하학적 인수의 불확실성에 더하여 재료탄성계수의 공간적 불확실성에 의한 구조 반응변화도를 고찰하여 비교하였다.

• 대한토목학회논문집
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• 제12권4호
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• pp.59-70
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• 1992

풍하중(風荷重)을 받는 쌍곡 냉각탑의 비탄성(非彈性), 비선형(非線型) 극한(極限) 거동(擧動)을 Cray Y-MP 슈퍼 컴퓨터에 개발(開發)한 유한요소(有限要素)컴퓨터 프로그램으로 연구(研究)하였다. 유한요소 망(mesh)을 각각 잘게 잘라서 3모델을 만들고, 이 모델들을 이용하여 탄성과 비탄성 해석으로 유한요소 망의 수렴관계(mesh convergence)를 연구하였다. 연구결과 유한요소의 크기가 냉각탑의 극한거동을 예측하는데 매우 중요한 역할을 하고있음을 볼 수 있었다. 비록 쌍곡 냉각탑이 풍하중(風荷重)에 대해서 막응력(膜應力)(membrane stress)으로 저항하나, 본 연구(研究) 결과(結果) 휨응력(應力)(bending stress)도 냉각탑의 파괴와 거동(擧動)에 매우 중요한 역할을 하고 있음을 알아 내었다. 해석(解析)한 냉각탑은 형성값(Shape factor)이 1.48에 이르렀고, 이는 냉각탑의 자오선 응력(meridional stress)이 원둘레방향으로 상당히 재분배 되고 있음을 보여주는 것이다. 이러한 재분배에 대한 사실은 배치된 철근의 항복이 바람방향 자오선으로부터 $30^{\circ}C$에 까지 나타난 것으로 더욱더 뚜렷하였다. 현재의 탄성해석을 이용하는 냉각탑 설계(設計) 방법은 안전(安全)측에 있음을 보여 주었으며, 1보다 큰 형상값을 설계시에 활용하기 위해서는 더욱더 많은 연구가 선행되어야 할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.393-402
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• 1995

원자로냉각재계통의 설계를 위한 구조해석 분야에는 원자로의 정상운전 과정에서 발생하는 유체의 온도와 압력의 변화에 의해 냉각재계통에 발생하는 정적하중해석, 지진과 가상적인 분지관 파단사고에 의해 냉각재계통에 발생하는 동적하중해석분야로 구분할 수 있다. 원자로냉가재계통의 구조해석은 원자력발전소의 안전성 화보 측면을 중시하여 해석시 충분한 여유도를 고려한 보수적인 해석 방법을 원용한다. 지진이나 가상적인 분지관 파단사고에 의한 냉각재계통의 구조해석은 사고시 냉각재계통의 안전성을 유지하는 방어적인 개념으로서 기기의 건전성을 확보하기 위하여 충분한 보수성과 안전여유가 해석시 고려된다 정상운전에 의해 냉각재계통에 발생하는 하중은 원자력 발전소의 상존하는 하중의 개념으로서 냉각재계통의 기본 설계 하중으로 인식된다. 특히 고온 고압의 유체로 인하여 발생하는 냉각재 계통의 열팽창 현상은, 정상운전 하중으로 인하여 나타나는 전형적인 거동으로서, 냉각재계통 구조해석 결과읜 중요한 지표로서 인식된다. 따라서 냉각재계통의 열팽창 현상을 정확히 예측하는 것은 원자로 냉각재계통 구조해석의 가장 중요한 목표중의 하나이다. 본 연구에서는 정상운전 하중에 의한 원자로 냉가재계통의 열팽창 거동을 해석하기 위한 냉각재계통의 모델링 방법과 해석 방법을 제시하였다. 해석 결과의 타당성을 검토하기 위하여 최근 건설 완료 단계에 돌입한 표준형 1000 MWe 급 가압경수로(Pn)의 고온기능시험 (Hot Function Test)과정에서 실측한 자료를 근거로 하여 원자로냉각재계통의 열팽창 거동 해석의 타당성을 입증코자 하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제34권1호
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• pp.49-54
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• 2010

탄성변형 접촉 조건을 가지는 이중냉각 핵연료봉과 이를 지지하는 지지구조체 사이에서 발생하는 프레팅 마멸거동을 모사 시험편을 이용하여 실험적으로 분석하였다. 이중냉각 핵연료봉은 기존의 핵연료에 비해 외경이 증가하므로 새로운 형상을 가지는 지지구조체의 적용이 필수적이며 이에 대한 진동 특성 및 마멸 저항성에 대한 평가가 필수적이다. 본 연구에서는 현재까지 제안된 다양한 형상 중에서 대표적으로 엠보싱 형상을 가지는 지지구조체의 모사 시험편을 이용하여 이중냉각 핵연료봉의 내마멸 특성을 분석하였다. 개발된 지지구조체 특성 시험장비를 이용하여 모사된 지지구조체 시험편의 특성시험을 수행하였으며 이를 해석에 의한 결과와 비교하였다. 또한 기존의 핵연료 내마멸시험과 동일한 조건 및 장비를 이용하여 프레팅 마멸시험을 수행하여 이중냉각 핵연료봉의 프레팅 마멸거동을 관찰하였다. 본 논문에서는 실험결과로부터 지지구조체 특성과 프레팅 마멸거동 사이의 상관관계에 대하여 자세히 논하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.669-674
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• 1997

LAVA(Lower-plenum Arrested Vessel Attack) 실험은 중대사고시 고온의 노심 용융물이 냉각수가 존재하는 원자로 용기 하부 반구내로 재배치되는 경우 노심 용융물과 하부반구의 열적 거동 모사와 노심용융물과 하부 반구 사이의 구조 분석 및 고화 후의 용융물형상에 대한 관측을 통하여 노심용융물의 자연 냉각 현상을 규명하고자 하는 실험 연구이다. 원자로 용기 하부 반구를 1/8로 선형 축소한 반구형 반응 용기 내부로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입하여 용융물과 하부 반구 사이의 구조 및 하부 반구의 열적 거동을 분석하는 실험을 2회 수행하였다. 각각 20, 40kg의 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입시 킨 LAVA_PRE, LAVA-1 실험 결과 용융물 주입에 따른 하부 반구의 파손은 발생하지 않았으며, 유사한 실험조건에서 수행된 일본 ALPHA실험에 비해서는 하부 반구의 최대 온도가 500 K 이상 높게 측정되었고 냉각율 또한 현저히 낮게 나타났다. 이는 $Al_2$O$_3$/Fe Thermit 용융물중 과열상태의 Fe성분이 하부 반구와 용접되었기 때문으로 판단되며 보다 정확한 하부 반구의 열적거동을 모사하기 위하여 반구 시편에 대한 재료, 조직 검사를 수행하고 있다. 추후의 실험에서는 하부 반구 내외부의 압력 부하에 따른 반응 양상 및 Fe 용융물(금속용융물) 성분을 제거하고 순수한 $Al_2$O$_3$용융물(산화용융물) 만을 주입하여 용융물 성분에 따른 하부 반구의 열적거동을 분선 할 예정이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.649-656
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• 1996

RELAP5/MOD3.1.2을 이용하여 영광3/4호기의 부분충수운전중 정지냉각계통 기능상실사고를 모의하였다. 이 해석은 노심에서 발생되는 증기를 가압기 Manway로 배출시켜 노심을 냉각할 경우, 증기발생기 2차측 냉각재 유무에 따르는 계통거동을 분석한 것이다. 해석결과, 노심에서의 비등은 사고후 약 6분 경에 발생하였으며, 증기발생기 2차측에 냉각재가 없는 경우는, 냉각재가 채워져 있는 경우보다 0.16 bar 더 높은 1.8 bar의 계통 압력을 나타내어, 현재의 운전절차서에 제시한 RWST의 수위 (70%)로는 중력주입이 불가능한 것으로 밝혀졌다. 이런 해석결과를 토대로 할 때, 부분충수 운전중 증기발생기 2차측 냉각재는 최소한 한 대에는 충수하고, RWST 수위 제한치도 84 % 이상으로 증가시키는 운전 절차서의 개정이 필요한 것으로 판단된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.707-712
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• 1998

이종 코드에 의한 CE형 발전소의 대형 냉각재 상실 사고 해석이 수행되었다. 이 연구는 상대적으로 최근에 개발된 웨스팅하우스 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 영광 3&4호기의 대형 냉각재 상실 사고를 계산해 봄으로써 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 개선 방향을 고찰하는 것을 목적으로 하였다. 계산은 가장 제한적인 대형 냉각재 상실 사고의 Blowdown 및 Refill 기간 동안 수행하였다. 이 기간 동안의 RCS내 열수력적 거동 및 연료봉 온도 변화는 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 계산한 경우와 크게 다르지 않음을 확인하였다. 따라서 향후 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 성능 개설은 Reflood 해석용 코드의 개선 및 개발을 중심으로 이루어져야 한다는 결론을 얻었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권1호
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• pp.1-8
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• 2013

자동차용 냉각기 고무호스는 열과 기계적 하중을 받으면서 국부적으로 형성된 전기적 영향으로 인해 노화와 고장이 발생한다. 본 연구에서는 개선된 시험방법을 이용하여 고무호스의 파괴거동을 재현하였다. 냉각기 고무호스 재료인 카본블랙이 함유된 EPDM 고무를 사용하여 인장응력과 전기화학적 복합 스트레스를 가하여 노화거동을 분석하였다. 노화 시간에 따른 전류 및 저항의 변화거동을 관찰하였으며 인장 변형 스트레스와 전압 및 노화온도 조건에 따른 노화거동을 분석하였다. 고무 시험편을 수직면으로 정밀하게 절단하여 시험편 표면 및 내부의 변화거동을 분석하여 전기화학적 노화거동과 고장메커니즘을 규명하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.103-109
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• 1996

고리 원자력 1호기 14주기(‘95년도) 운전기간 중 증기발생기 세관 열전달 용량 저하로 전출력 운전 기간동안 정격출력보다 15% 감발 운전한 경험이 있었는데, 이 기간중 냉각재내 방사성 부식생성물(CRUD) 농도가 약 80% 감소됨을 발견하였다. 이때 출력감소 비율보다 많은 CRUD 감소현상 규명을 위해 냉각재 수질관리인자와 EPRI 피복재 부식모델인 PFCC코드를 사용한 피 복재 산화물 두께변화 등을 비교한 결과, 운전중 용출되는 방사성 부식생성물은 핵연료 표면의 피복재 산화물에 흡착된 Co핵종이 피복재 산화물 이탈시 함께 거동하는 것으로 확인되었으며, 피복재 산화물 이탈은 산화막 두께 및 열유속에 주로 의존함이 밝혀졌다. 따라서 냉각재내에서 방사성 부식 생성물의 생성률 저감을 위해서는 정상운전시 핵연료 표면의 산화막 증가를 억제할 수 있는 수질 조건을 도출하고 그에따른 운전을 통해 원전 작업자의 방사선 피폭량 저감 및 방사성폐기물의 발생을 줄일 수 있을 것으로 여겨진다.

• 한국공간구조학회논문집
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• 제12권3호
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• pp.97-104
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• 2012

하이퍼볼릭 쉘로 구성된 냉각탑에서 쉘의 형상은 풍하중에 대하여 냉각탑 전체의 동적 거동에 민감하게 응답한다. 이에 따라 냉각탑 설계 시 기하형상의 결정은 매우 중요하며 일반적으로 고유진동수를 기반으로 하여 산정한다. 본 연구의 목적은 냉각탑 쉘의 구조적 거동에서 형상변수가 미치는 영향을 파악하고자 한다. 기존의 냉각탑 형상변수를 변화시켜 32개의 모델을 선정하였고 이를 1차 고유진동수를 기반으로 하여 분석한 후, 3개의 대표적인 형상을 선택하여 선형 해석을 수행하였다. 그 결과, 전체적으로 작은 반지름을 가지는 기하형상이 높은 1차 고유진동수를 나타내고 풍하중에 대하여 덜 민감한 시스템이 되는 것을 알 수 있었다.