• Journal of Energy Engineering
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• v.24 no.3
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• pp.96-108
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• 2015

A passive containment cooling system has been designed to remove the heat inside a containment during accidents without external power supply. In this work, the PCCS was introduced in the APR1400 plant to replace the containment spray system and, then, the thermal-hydraulic performance of the PCCS was analyzed using the system thermal-hydraulic computer code, MARS. A double-ended cold-leg break accident, which is known to induce the maximum pressure in the containment, is simulated, where the thermal hydraulics of the PCCS, the reactor coolant system, and the containment are simultaneously simulated. The results of the calculations showed that the PCCS can replace the existing spray system and that the containment building and its internal structure also play a very important role for the heat removal during the accident. Some sensitivity calculations were carried out to evaluate the model uncertainty and the effects of design parameters. The limitations of the PCCS are also discussed.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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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.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.24 no.3
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• pp.343-351
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• 2011

Nuclear containment building is the last barrier for being secure from any nuclear power plant accident. Therefore, it is very important to understand the ultimate capacity of nuclear containment building to loads associated with severe accidents. LOCA (loss of coolant accident) is considered as the basic accidental load and CANDU-type containment building is considered as a target structure in order to conduct the numerical analysis for the structural safety of a containment building. The CANDU-type containment building is a prestressed concrete shell structure which has the dome and the cylindrical wall and is reinforced with bonded tendons. In this paper, the evaluation of ultimate internal pressure capacity was carried out by nonlinear analysis of a prestressed concrete containment building using 3-dimensional structural analysis system.

• Annual Conference of KIPS
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• 2013.05a
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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.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.23 no.2
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• pp.235-243
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• 2010

Three-dimensional structural analysis system for nuclear containment building is presented in this paper. This system includes high-performance plate/shell elements as finite element library. It also adopts numerical modeling technique for unbonded tendon as well as bonded tendon in prestressed concrete structures. This system is constructed by connecting several in-house program to a commercial program DIANA, and then is capable of performing nonlinear analysis for ultimate pressure capacity of nuclear containment building. Finally, three-dimensional structural analysis of CANDU-type containment building is carried out in order to test the reliability of this system. These numerical results are compared with reference values, which obtained from axisymmetric structural analysis.

• Computational Structural Engineering
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• v.8 no.1
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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.

• KSCE Journal of Civil and Environmental Engineering Research
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• v.32 no.3A
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• pp.183-188
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• 2012

The bonded tendon was adopted to the reactor containment building of some operating nuclear power plants in Korea and the assessment of the prestress force on the bonded tendon is very important for the evaluation of the structural integrity. The prestress force of the bonded tendon at real reactor containment building, was evaluated using the SI technique and impact signal analysis technique which were developed to improve the existing indirect assessmment technique. For these techniques, the strain of the reactor containment building and the stress wave velocity of the bonded tendon were measured. Both SI technique and impact signal analysis technique give the highly reliable results comparison with the existing theoretical approach. Therefore, it is confirmed that the developed techniques are very useful for the evaluation of the prestress force on the bonded tendon.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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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.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2002.11a
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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)