• 에너지공학
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• 제24권3호
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• pp.96-108
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• 2015

피동원자로건물냉각계통(Passive Containment Cooling System; PCCS)은 전원 공급 없이도 원자로건물 내부의 열을 제거하여 그 건전성을 유지시키기 위한 안전설비이다. 본 연구에서는 현재 연구중인 PCCS를 1400 MWe 가압경수형 원전(APR1400)에 설치하는 경우 PCCS 성능을 분석하였다. 분석도구로 계통열수력분석코드 MARS-KS1.3을 사용하였다. PCCS의 성능분석을 위해 APR 1400 표준안전성분석 보고서를 참고하여 원자로건물 내부의 최대압력을 유발하는 사고 시나리오인 저온관 양단 파단사고를 모의하였다. 이 계산에서는 PCCS, 원자로냉각계통 및 원자로건물의 열수력을 동시에 모의하였다. 계산결과를 통해 기존의 원자로건물 살수계통을 대체하여 PCCS가 원자로건물의 건전성을 유지시킬 수 있음을 확인하였다. 또한 PCCS의 성능에 영향을 줄 수 있는 여러 인자를 변경해가며 민감도 분석을 수행하였고 PCCS의 문제점도 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.831-836
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• 1998

원자로 격납건물은 그 기능적 중요성 때문에 건설종료후 반드시 원자로 가상사고를 가정한 조건에 대해 구조적 건전성을 입증하여야 한다. 본 논문은 이러한 요건에 따라 수행된 월성 3호기 원자로 격납건물 구조건전성 시험(SIT : Structural Integrity Test)의 개요와 결과를 분석한 것으로 시험결과 월성 3호기는 설계시 고려한 허용범위내에서 거동하였으며 사고시 압력하중이 큰 경수로형 원자로와 달리 시험기간중 외기 온도 변화에 민감한 변화를 보인 것으로 확인되었다. 아울러 시험결과의 정확한 평가를 위해서는 시험전 충분한 기간동안 온도변화가 계측되어야 하며, 계측기 출력의 안정화가 계측성과의 신뢰도를 높이는 필수인자임이 확인되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.903-908
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• 1998

KALIMER 원자로 건물에 대하여 3차원 쉘요소 모델과 단순 빔모델을 작성하고 고유진동수 해석을 수행하였다. 두 모델의 1차 수평방향 고유진동수는 대체로 일치하였다. 단순 빔모델에 대해 원자로건물의 회전 관성모멘트를 해석에 반영한 경우 3차원 모델에는 없는 회전모드가 발생되었다. 지진응답해석은 1940 EL Centro와 인공지진에 대하여 수행하였으며, 두 결과는 면진구조물의 경우 비면진구조물과 비교하여 응답가속도가 크게 줄고, 상대변위가 증가하는 경향을 보였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제24권3호
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• pp.343-351
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• 2011

원자로 격납건물은 원자력발전소에서 발생가능한 모든 비상사태에 대한 최후의 방벽 역할을 하고 있다. 따라서 사고발생시 원자로 격납건물의 극한능력을 판단하는 것은 매우 중요하다. 대표적인 고려사항 가운데 하나인 LOCA사고 발생시 CANDU형 원자로 격납건물의 극한능력을 파악하기 위해서는 구조적 안전성 평가를 위한 구조해석이 필요하다. CANDU형 원자로 격납건물은 돔과 원통형벽체로 구성된 프리스트레스 콘크리트 쉘 구조물로서 부착식 텐돈을 사용하고 있다. 본 논문에서는 극한내압능력의 평가를 위하여 3차원 구조해석시스템을 사용한 프리스트레스 콘크리트 격납건물의 비선형해석을 수행하였다.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2013년도 춘계학술발표대회
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• pp.277-280
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• 2013

원자로 건물 내부에는 원자로의 안전운전을 위한 다수의 계통, 구조물 및 기기들이 위치하고 있다. 원자로의 안전과 직결되는 안전계통 변수 (수위, 압력) 들은 경우에 따라서는 현장확인이 요구된다. 원자로 가동 중에 운전원에 의한 안전계통변수의 현장확인이 용이하도록 원자로 건물 내부의 출입구 (2 중문) 부근에 수위계, 압력계 등의 현장계기가 위치하고 있다. 본 논문에서는 일본의 (주) 동경전력이 공개한 후쿠시마 제 1 원자력발전소 1 호기 원자로건물의 IC (비상용 복수기, isolation condenser) 조사영상에 나타나는 현장계기의 영상인식에 대해 기술한다. 조사 영상의 분석에 의하면 현장계기들은 기계식의 아날로그 타입이다. 아날로그 타입의 기하구조를 이용하여 계기판 눈금을 인식하고, 계기판 바늘의 기울기 계산을 통해 계기판을 영상 판독할 수 있었다. 이러한 계기판의 영상판독은 후쿠시마 원전 사고와 같이, 고방사선 피폭 우려로 인해 사람대신에 로봇이 원자로 건물내부에 진입하여 주요 계통, 구조물 및 기기의 현장계기를 판독한다고 가정하면, 유용한 기능이다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제23권2호
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• pp.235-243
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• 2010

본 논문에서는 원자로 격납건물의 3차원 해석을 수행할 수 있는 구조해석 시스템을 구축하여 제시하였다. 구조해석 시스템은 고성능 평판 및 쉘 유한요소를 요소 라이브러리로 추가하였고, 비부착식 텐던과 부착식 텐던의 거동을 정확하게 모사할 수 있는 모델링방법을 포함하고 있다. 이러한 기능을 프로그래밍하고 범용 구조해석프로그램 DIANA에 접목시켜 원자로 격납건물의 비선형해석은 물론이고 내압능력 평가가 가능하다. 본 논문에서 제안한 3차원 구조해석 시스템의 신뢰성을 확인하기 위해 중수로형 원자로 격납건물의 구조해석을 수행하여 다른 기관에서 수행한 축대칭 구조해석 결과와 비교분석하였다.

• 전산구조공학
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• 제8권1호
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• pp.4-12
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• 1995

원자로 격납건물(Reactor Containment Bldg)은 정상가동시는 물론 냉각재상실사고(LOCA)를 포함하는 설계기준사고(DBA) 및 설계기준지진(DBE) 발생시 구조물 자체의 건전성 확보는 물론 주기기(NSSS Equipment)를 포함하는 안전관련 계통 및 기기를 안전하게 보호/지지하므로써 핵누출을 방지하여 발전소 종사자를 포함하는 국민의 재산과 생명을 보호하는 역할을 하는 원자력발전소에서 가장 중요한 구조물이다. 원자로 격납건물은 압력용기(Pressure Vessel : 설계내압 5 psi 이상인 용기)로 설계되는 격납용기와 1, 2차 차폐구조 등의 내부구조물로 구성되는데 이 중 본 소고에서는 격납용기의 해석 및 설계 그리고 구조건전성 시험 및 사용중검사에 대해서만 간략하게 기술한다.

• 대한토목학회논문집
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• 제32권3A호
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• pp.183-188
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• 2012

국내 일부 가동 중 원전의 원자로건물에 부착식 텐던이 시공되어 있고, 이들에 대한 긴장력 평가는 원자로건물의 구조 건전성 평가 시 매우 중요하다. 따라서, 본 논문에서는 기존의 간접적인 부착식 텐던의 긴장력 평가방법을 개선하기 위하여 개발된 SI 기술과 충격신호 분석기술을 이용하여 실제 원자로건물에 매입된 부착식 텐던을 대상으로 긴장력을 평가하였다. 이를 위해 원자로건물에서 발생하는 변형률과 부착식 텐던에서 발생하는 응력파속도를 계측하였다. 이들을 통해 부착식 텐던의 긴장력을 평가한 결과, SI 기술과 충격신호 분석기술 모두 높은 신뢰성 있는 결과를 제시하였고, 기존의 이론적인 접근 방법에 의한 결과와도 매우 유사한 경향을 제시함으로써 본 연구진에서 개발한 부착식 텐던의 긴장력 평가방법이 매우 유용함을 확인할 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.1017-1023
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• 1995

본 연구는 원자로 격납건물 내압해석에 있어 대표적 기하학적 변 단면을 변수로 하여 그 영향을 분석함으로써 격납건물 구조건전성시험(SIT : Structural Integrity Test)시 정확한 계측계획의 수립 및 시험결과와 비교 평가를 위한 해석상의 고려사항을 도출하고자 수행되었으며, 장비출입구 주변의 단면 설계를 위한 부분모델 작성시 고려되어야 하는 비 영향 영역 범위를 설정하고자 수행되었다. 해석결과 본 논문에서 고려된 대표적 기하학적 변단면의 영향이 비교적 큰 것으로 평가되어 격납건물 구조건전성 시험의 수행 및 평가에 고려되어야 할 요소가 도출되었으며 부분모델 작성시 고려되어야 하는 비영향 영역을 설정 할 수 있었다.

• 한국산업안전학회:학술대회논문집
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• 한국안전학회 2002년도 추계 학술논문발표회 논문집
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• pp.34-39
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• 2002

원자력발전소(원전)에서 발생 가능성이 거의 없지만, 그래도 핵연료의 용융을 가져오는 중대사고가 발생하면 다량의 수소가 발생한다. 즉, 노심이 노출됨에 따라, 노심은 과열되고 핵연료 피복재인 지르코늄이 수증기와 반응을 하여 산화되면서 수소를 생성하게된다. 원자로내에서 생성된 수소는 발생된 수소는, 원자로 냉각재계통(Reactor Coolant System, RCS)이 건전하다면 RCS내에 축적되고, RCS에 누설 경로가 있다면 격납건물로 방출되어 격납건물에 축적된다.(중략)