• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05a
• /
• pp.608-613
• /
• 1996

본 논문에서는 고온, 고압, 그리고 방사능 준위가 높은 원자력발전소 구조물의 극한환경(Hazardous Environments)에서의 점검 및 보수에 대한 작업자의 훈련을 위해 지능형 상호협조 훈련시스템 (COINS-I: COoperative INtelligent training System-I)의 개념모델을 제안하였다. 비교적 방사능준위가 높은 격납용시 구조물과 보조(Auxiliary) 빌딩을 일차적 극한작업환경으로 설정하였다. 격납용기 구조물과 보조빌딩에 대한 가상발전소 환경(Virtual Plant Environments)을 모델링하여, 극한환경에서의 점검 및 보수훈련 Pilot 연구를 COINS-I의 개발목적으로 하였다. COINS-I은 점검, 보수훈련을 위한 가상발전소 환경을 갖는 극한작업 시뮬레이터, 지능형 Tutoring 기능을 갖는 극한작업 훈련프로그램, 3차원 가상인터페이스 등의 훈련장비를 갖는 훈련설비로 구성된다. COINS-I을 통한 교육 및 훈련 궁극적으로 작업자가 경험치 못한 극한작업(예를들면, 원자로해체, 중대사고, Life-extension 등)의 가상 시뮬레이션을 통한 훈련이 가능하여 방사능 피폭량을 저감하며, 극한작업 자동화를 위한 연구에의 활용이라 하겠다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
• /
• 1996.04a
• /
• pp.215-220
• /
• 1996

원자력발전소의 주증기관은 증기발생기와 터빈을 연결하는 주요 계통으로서 여기서 발생하는 배관진동은 주요기기의 연결부, 밸브, 배관지지물과 건물 등에 복합적인 반복하중을 가하여 관련 지지물 및 구조물에 열화현상을 발생시켜 발전소의 안전운전에 심각한 영향을 초래할 가능성을 항상 내포하고 있다. 그럼에도 불구하고 배관진동 대책은 대부분 지지물을 추가로 설치하여 진동준위만 낮추고 있는 실정이다. 따라서 구체적인 배관진동의 예측, 측정 및 평가, 감쇠방안에 이르는 종합적이고 체계적인 연구가 요구되고 있다. 본 연구에서는 지지물의 열화현상 및 부분적인 파손으로 진동준위가 높아진 것으로 추정되는 원자력발전소 주증기관의 진동특성 및 요인을 분석하여 진동감쇠 방안을 도출하고 검증함으로써 배관 및 주변 구조물의 건전성을 확보하고 설비의 신뢰성을 확보하고자 하였다. 이를 위하여 주증기관을 모델링하여 해석하였으며, 발전소의 기동 및 정상운전시의 진동준위를 측정하였다. 또한 발전소의 정진기간중 일부 배관계에 대한 실험적 모우드 해석을 수행하였다. 여러가지 진동감쇠 방안을 검토하여 탄성지지 및 에너지 흡수효과를 동시에 발휘할 수 있는 특수 지지물(WEAR$_{TM}$)을 설치하는 방안을 도출하였으며, 현장에 설치한 후 배관의 진동상태를 확인함으로서 효과적인 방안임을 검증하였다.

• Computational Structural Engineering
• /
• v.6 no.2
• /
• pp.79-86
• /
• 1993

A method to verify seismic qualification of the plant protection system cabinet for a nuclear power plant is presented. A finite element model of the cabinet is developed and the dynamic characteristics are obtained. The results of the modal analysis provide insight into the fundamental dynamic properties of the structure, which correspond to the frequency of the peak values of the input seismic spectrum. It necessitates the design modification of the reference cabinet. Techniques for verifying structural integrity and operability are exemplified by summarizing response spectrum and time history analyses of the structure.

• Magazine of the Korean Society of Hazard Mitigation
• /
• v.4 no.3 s.14
• /
• pp.6-14
• /
• 2004

• KSCE Journal of Civil and Environmental Engineering Research
• /
• v.42 no.6
• /
• pp.775-786
• /
• 2022

In the plant structures including nuclear power plants, penetrations are frequently installed in walls and slabs to reinforce facilities during operation, and reinforcing bars are sometimes cut off during concrete coring. Since these penetrations are not considered at the design or construction stage, cutting of reinforcing bar during opening installation is actually damage to the structure, structural integrity evaluation considering the stress transition range or effective width around the new penetration is necessary. In this study, various nonlinear analyses and static loading experiments are performed to evaluate the effect of reinforcing bar cutting that occurs when a penetration is newly installed in the shear wall of wall-type building of operating nuclear power plant. In addition, the decrease in wall stiffness due to the installed new penetration and cutting of reinforcing bars is evaluated and the stress and strain distributions of rebars around penetration are also measured.

• Magazine of the Korea Concrete Institute
• /
• v.12 no.2
• /
• pp.11-16
• /
• 2000

• Magazine of the Korea Concrete Institute
• /
• v.12 no.2
• /
• pp.29-33
• /
• 2000

• Nuclear industry
• /
• v.19 no.11 s.201
• /
• pp.39-46
• /
• 1999

국내 가동 원전의 운전 연수가 증가함에 따라 장기 사용 원전의 안전성 향상과 수명 관리 연구가 진행되고 있다. 원전 수명 관리는 발전소 운전 안전성과 성능을 유지하면서 최적 경제 시점인 최적 수명까지 발전소를 운전하기 위한 제반 기술 활동이다. 적절한 수명 관리로 원전을 최적 수명까지 운전하더라도 발전소는 노화에 의해 운전 안전성이 영향을 받거나 저하되지 않아야 한다. 발전 설비의 노화에는 실제의 기기나 구조물이 경년 열화에 의해 노화되는 물리적 노화와 설계 기술의 발달과 새로운 안전 개념의 적용으로 기존 기술이 낙후하는 비물리적 노화로 구분할 수 있다. 물리적 노화는 기기$\cdot$구조물$\cdot$계통의 물리적 상태 변화로 성능을 저하시키고, 비물리적 노화는 발전소 계통의 안전 개념$\cdot$기준$\cdot$기술이 새롭게 변화되지 않은 것이다. 본 논문에서는 물리적 노화는 수명 관리 연구, 비물리적 노화는 안전성 관리의 측면에서 검토하였고, 두 분야의 국내외 연구 현황$\cdot$개념$\cdot$추진 방법$\cdot$상호 관계 등을 살펴보고, 상호 유기적인 관계를 보완 할 수 있는 제도적 장치 도입 및 적용 방안에 대해 논하였다.

• Journal of the KSME
• /
• v.20 no.5
• /
• pp.387-391
• /
• 1980

일반적으로 내진 설계라 함은 지진에 의하여 발생된 지진동이 특정한 구조물에 작용할 때 이 지 진동의 경향하에서도 구조물의 정상적인 기능을 추진할 수 있도록 설계하는 것을 말하는 바, 원자력발전소의 내진설계에 있어서도 원칙적으로는 동일한 개념이나 실시하는 규정이 타구조물에 비하여 훨씬 엄격한 것이 다른 점이라 하겠다. 현재 우리나라의 경우 원자력 발전소는 1기(고리 #1)가 가동중이고 2기(월성 #1, 고리 #2)가 거의 완공단계에 있으며 7기(고리 #3, #4, 월성 #2, 계마 #1, #2, 부구 #1, #2)가 건설작업중인 바 이중 부구의 경우만 프랑스(\ulcorner)에서 건설 예정이고 기타는 모두 미국 및 카나다에서 건설하였거나 건설 예정이므로 따라서 그 설계에 있어서도 제 규정은 대체로 미국것을 준용하고 있는 형편이다. 그러므로 본고에서 는 미국에서 시행되고 있는 방법 또는 규정에 의거하여 내진설계용 입력지진에 대하여 설명하고자 한다. 내진설계에 입력 으로 사용되는 지진을 설계기준지진(design basis earthquake, DBE)이라고 통칭하며 이 지진은 미국 규정에 의하면 응답스펙트럼(response spectrum)으로 정의되게 되어 있으며 또한 이 응답 스펙트럼에 준하는 인공정인 지진의 시간기득(artificial time history)을 작성 또는 선정하여 이를 발전소 구조물의 내진 해석 및 내진 시험 입력으로 사용하게 되어 있다.

• Computational Structural Engineering
• /
• v.25 no.3
• /
• pp.32-42
• /
• 2012