• 대한토목학회논문집
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• 제13권3호
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• pp.59-67
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• 1993

부분구조법(部分構造法)으로 프리스트레스드 콘크리트 원자로격납건물(原子爐格納建物)의 지진에 대한 확률위험도분석이나 내진 안전여유평가시 상부구조에 관한 입력자료(入力資料)가 되는 구조물(構造物)의 고유전동수와 구조물 상부에서의 최대가 속도값의 구조변수(構造變數)에 대한 변동성이 연구되었다. 본 연구는 먼저 구조모델의 고유진동수에 가장 큰 영향을 미치는 구조변수를 결정하기 위하여 각 구조변수(構造變數)의 상대적(相對的) 민감도(敏感度)를 분석(分析)하였고, 각 변수의 결정에 포함될 수 있는 불확실성(不確實性)의 정도를 고려하여 Monte Carlo 수치모형실험을 수행하였다. 최대 가속도값의 변화는 직접적분(直接積分)에 의한 시간이력곡선법으로 분석되었다. 연구결과로 첫번째모드의 고유 진동수와 건물 정상부의 최대가속도값은 각 변수중 탄생계수의 영향을 가장 크게 받으며, 결정론적 방법으로 구한 값과 비교할 때 확률론적 방법으로 구한 값(평균+표준편차)은 (+)12% 정도 변함을 알 수 있다. 또한 휨강성의 불확실성을 고려하면 동적응답은 (-)4%~(+)14% 정도 달라진다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제32권1호
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• pp.57-65
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• 2018

본 연구에서는 다중오동작을 포함하고 있는 화재안전정지분석 교육자료를 개발하기 위하여 가상원전에서의 화재안전정지분석을 결정론적 화재분석코드를 사용하여 수행하였다. 교육용 가상원전은 원자로건물과 보조건물로 이루어졌고, 총 22개의 방화지역으로 구성되었다. 교육용 가상원전의 각 방화지역에는 밸브, 펌프, 비상디젤발전기, 스위치기어, 모터제어반, 로직컨트롤러 등의 기기가 배치되었다. 교육용 가상원전 기기들은 두 개의 케이블로 연결되었으며, 각 케이블은 케이블 트레이를 따라서 방화지역을 지나간다고 가정했다. 방화지역분석을 위해 교육용 가상원전에 대한 기기 및 케이블 정보를 데이터베이스화하였고, 다중오동작 시나리오, 기기로직 및 케이블로직을 가정하여 방화지역분석을 수행하였다. 방화지역 분석결과 문제가 되는 케이블과 케이블 트레이에 대해서 3시간 내화성능으로 케이블을 래핑하는 완화조치를 적용하였다.

• 한국안전학회지
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• 제30권5호
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• pp.123-130
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• 2015

Wolsong Unit 2,3&4 has been performing a containment integrity test during power operation. This test could impact to the safe operation during test. If an accident occurs during pressure dropping phase, reactor trip can be delayed because of the increased pressure difference which causes a time delay to reach the trip set-point. On the contrary, if an accident occurs during pressure increasing phase, reactor trip could be accelerated because the pressure difference to the trip set-point decrease. Point Lepreau nuclear power plant, which installed GCLMS (Gross Containment Leakage Monitoring System) in 1990, has discontinued the test since 1992 due to these adverse effects. Therefore, we evaluated the risk to obviate the GCLMS test based on PWR's ILRT (Integrated Leak Rate Test) extension methodologies. The results demonstrate that risk increase rate is not high in case of performing only ILRT test at every 5 years instead of doing GCLMS test at every 1.5 years. In addition, the result shows that GCLMS test can be removed on a risk-informed perspective since risk increasement is in acceptable area of regulatory acceptance criteria.

• 한국안전학회지
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• 제33권3호
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• pp.92-98
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• 2018

The flow of cooling water in a passive containment cooling system (PCCS), used to remove heat released in design basis accidents from a concrete containment of light water nuclear power plant, was conducted in order to investigate the thermo-fluid equilibrium among many parallel tubes of PCCS. Numerical simulations of the subcooled boiling flow within a coolant loop of a PCCS, which will be installed in innovative pressurized-water reactor (PWR), were conducted using the commercially available computational fluid dynamics (CFD) software ANSYS-CFX. Shear stress transport (SST) and the RPI model were used for turbulence closure and subcooled flow boiling, respectively. As the first step, the simplified geometry of PCCS with 36 tubes was modeled in order to reduce computational resource. Even and uneven thermal loading conditions were applied at the outer walls of parallel tubes for the simulation of the coolant flow in the PCCS at the initial phase of accident. It was observed that the natural circulation maintained in single-phase for all even and uneven thermal loading cases. For uneven thermal loading cases, coolant velocity in each tube were increased according to the applied heat flux. However, the flows were mixed well in the header and natural circulation of the whole cooling loop was not affected by uneven thermal loading significantly.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제33권1호
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• pp.63-72
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• 2020

본 연구의 목적은 원자로 1400(APR 1400) 원자력 발전소(NPP)의 원자로 격납건물(RCB) 내진성능에 대해 상이한 수치모델과 지진 주파수 성분의 영향을 평가하는 것이다. 집중 질량 막대 모델(lumped-mass stick model, LMSM)과 3차원 유한요소모델(three-dimensional finite element model, 3D FEM)의 두 가지 수치 모델이 시간이력해석을 수행하기 위해 개발되었다. LMSM은 기존의 집중 질량 보-요소를 사용하여 SAP2000으로 구성하였으며, 3D FEM은 각기둥 입체-요소를 사용하여 ANSYS로 작성되었다. 저주파수 및 고주파수 성분을 고려한 두 그룹의 지진파를 시간이력해석에 적용하였다. 저주파수 지진파의 응답스펙트럼을 NRC 1.60의 설계 스펙트럼과 일치되도록 조정하여 작성하였으며, 고주파수 지진파는 10Hz ~ 100Hz의 고주파수 범위를 갖도록 생성하였다. RCB의 지진응답은 다양한 높이에서 층응답스펙트럼으로 검토하였다. 수치해석 결과, 저주파수 지진에 의한 구조물의 FRS 결과는 두 수치 모델에서 매우 유사한 결과를 보였다. 하지만, 고주파수 지진에 의한 LMSM의 FRS 결과는 고차 고유 주파수 영역에서 3D FEM과 큰 차이를 보였으며, RCB의 낮은 높이에서 명확한 차이를 보였다. 3D FEM이 정확한 구조물의 응답을 나타내는 것으로 가정한다면, RCB의 LMSM은 고주파수 지진에 의한 FRS 결과의 고차 고유 주파수 영역에서 일정 수준의 불일치성을 내포하고 있다.

• 한국농공학회지
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• 제39권4호
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• pp.106-113
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• 1997

Dynamic loading of structures often causes excursions of stresses well into the inelastic range, and the influence of the geometric changes on the dynamic response is also significant in many cases. Therefore, both material and geometric nonlinearity effects should be considered in case that a dynamic load acts on the structure. A structure in a nuclear power plant is a structure of importance which puts emphasis on safety. A nuclear container is a pressure vessel subject to internal pressure and this structure is constructed by a reinforced concrete or a pre-stressed concrete. In this study, the material nonlinearity effect on the dynamic response is formulated by the elasto-viscoplastic model highly corresponding to the real behavior of the material. Also, the geometrically nonlinear behavior is taken into account using a total Lagrangian coordinate system, and the equilibrium equation of motion is numerically solved by a central difference scheme. The constitutive relation of concrete is modeled according to a Drucker-Prager yield criterion in compression. The reinforcing bars are modeled by a smeared layer at the location of reinforcements, and the steel layer model under Von Mises yield criteria is adopted to represent an elastic-plastic behavior. To investigate the dynamic response of a nuclear reinforced concrete containment structure, the steel-ratios of 0, 3, 5 and 10 percent, are considered. The results obtained from the analysis of an example were summarized as follows 1. As the steel-ratio increases, the amplitude and the period of the vertical displacements in apex of dome decreased. The Dynamic Magnification Factor(DMF) was some larger than that of the structure without steel. However, the regular trend was not found in the values of DMF. 2. The dynamic response of the vertical displacement and the radial displacement in the dome-wall junction were shown that the period of displacement in initial step decreased with the steel-ratio increases. Especially, the effect of the steel on the dynamic response of radial displacement disapeared almost. The values of DMF were 1.94, 2.5, 2.62 and 2.66, and the values increased with the steel-ratio. 3. The characteristics of the dynamic response of radial displacement in the mid-wall were similar to that of dome-wall junction. The values of DMF were 1.91, 2.11, 2.13 and 2.18, and the values increased with the steel-ratio. 4. The amplitude and the period of the hoop-stresses in the dome, the dome-wall junction, and the mid-wall were shown the decreased trend with the steel-ratio. The values of DMF were some larger than those of the structure without steel. However, the regular trend was not found in the values of DMF.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.129-136
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• 2009

국내 원전의 계획예방정비기간 중에 원자로계통의 개방과정에서 원자로건물내 공기 중으로 누설된 $^{131}I$의 체내 흡입으로 원전종사자의 내부피폭이 발생하였다. 이에 따라 원전에서 보유하고 있는 전신계측기(Whole body counter)를 이용하여 내부방사능을 측정하였다. 이들 측정값을 근거로 국제방사선방호위원회(ICRP)의 내부피폭 선량평가 지침을 적용하여 섭취량을 산정하고, 내부 피폭 방사선량을 평가하였다. $^{131}I$은 체내에서 섭취와 배설이 빠르고 갑상선으로 재축적이 일어나기 때문에 섭취 후 측정시점에 따라 섭취량이 차이를 보였다. 또한 ICRP 간행물에서 $^{131}I$의 전선에 대한 섭취잔류분율 자료를 제공하고 있지 않아 갑상선 섭취잔류분율 자료를 이용함으로써 섭취량 평가에서 오차를 나타내었다. 이에 따라 수계산과정으로 섭취량을 산정하고 예탁유효선량을 평가하였다. 한편 전선에 대한 섭취잔류분율을 새로 계산하였으며, 이 결과를 검증하였다. 또한 국제적으로 이용되고 있는 내부 피폭 선량평가 전신코드들 이용하여 섭취량 산정과 내부피폭 선량평가 평가결과에 대한 비교 계산이 병행하여 이루어졌다.

• 한국유기농업학회지
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• 제21권3호
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• pp.381-389
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• 2013

본 연구는 보리와 완두 혼파 포장에서 유기질소질 비료의 시용 수준이 건물생산성, 질소 고정 그리고 이동율 및 이동량을 측정하기 위하여 실시하였다. 처리는 유기질소 40kg, 80kg, 그리고 120kg/ha의 3처리와 질소고정 측정을 위해 대조구로 보리단파구를 각 처리마다 배치하였다. 난괴법 3처리 3반복으로 처리하여 3월부터 6월까지 재배하였다. 보리는 40kg/ha와 완두 80kg/ha를 파종 후 발아를 촉진하기 위하여 흑색 비닐을 멀칭하였다. 질소 고정을 측정하기 위하여 99.8원자% $15N(NH_4)_2SO_4$를 4월 15일 ha당 1kg 수준으로 증류수에 혼합하여 $30{\times}20cm$ 쿼드랏에 시용 하였다. 공중질소 고정율은 32.4%에서 0% 사이였다. 보리에서 완두에로의 질소 이동률은 차이법에서 47.6%에서 21.8% 사이 그리고 동위원소 희석액 처리법에서 24.6%와 21.4%를 나타냈다. 이동량은 차이법에서 92.8kg/ha에서 41.9kg/ha 및 49.7kg 반면 120kg N 유기질 시용구는 동위원소희석법에서는 질소이동이 일어나지 않은 것으로 나타났다. 결론적으로 유기질 비료의 증가에 따른 두과작물의 공중질소고정 향상, 화본과 작물로의 질소이동효과가 분명하지 않았다.

• 한국안전학회지
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• 제35권3호
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• pp.96-104
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• 2020

The numerical simulations were conducted to investigate the thermal-fluid phenomena occurred inside the experimental apparatus during a PCCS, used to remove heat released in accidents from a containment of light water nuclear power plant, operation. Numerical simulations of the flow and heat transfer caused by wall condensation inside the containment simulation vessel (CSV), which equipped with 18 vertical heat exchanger tubes, were conducted using the commercial computational fluid dynamics (CFD) software ANSYS-CFX. Shear stress transport (SST) and the wall condensation model were used for turbulence closure and wall condensation, respectively. The simulation using the actual size of the apparatus. However, rather than simulating the whole experimental apparatus in consideration of the experimental cases, calculation resources, and calculation time, the simulation model was prepared only in CSV. Selective simulation was conducted to verify the effects of non-condensable gas(NC gas) concentration, CSV internal pressure, and wall sub-cooling conditions. First, as a result of the internal flow of CSV, it was observed that downward flow due to condensation occurred surface of the vertical tube and upward flow occurred in the distant place. Natural convection occurred actively around the heat exchanger tube. Due to this rising and falling internal flow, natural circulation occurred actively around the heat exchanger tubes. Next, in order to check the performance of built-in condensation model using according to the non-condensable gas concentration, CSV internal flow and wall sub-cooling, the heat flux values were compared with the experimental results. On average, the results were underestimated with and error of about 25%. In addition, the influence of CSV internal pressure and wall sub-cooling was small, but when the condensate was highly generated due to the low non-condensable gas concentration, the error was large compared to the experimental values. This is considered to be due to the nature of the condensation model of the CFX code. However, in spite of the limitations of CFD, it is valid to use the built-in condensation model of CFD for PCCS performance prediction from a conservative perspective.

• 에너지공학
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• 제11권3호
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• pp.237-246
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• 2002

한국형차세대원자로 APR-1400의 안전감압계통이 작동하면 물, 공기 및 증기가 sparger를 통해 격납건물 내 핵연료재장전 수조로 차례로 방출된다. 방출 과정 중 생기는 여러 현상 중에서 수조 내의 공기 기포군은 저주파, 고진폭의 진동 하중을 발생하며, 주파수가 침수 구조물의 고유 주파수와 거의 같은 경우에는 구조물에 심각한 영향을 줄 수 있다. 이러한 현상은 복잡하기 때문에 주파수와 하중에 대한 규명은 주로 실험에 의존해 왔으며 수치해석적 연구는 이루어지지 않았다. 본 연구에서는 sparger를 통해 수조 내로 방출되는 공기 기포군의 거동에 대한 수치해석을 상용 열수력 해석 코드인 FLUENT Version 4.5를 사용하여 수행하였다. 다상유동 해석모델중 VOF(Volume Of Fluid)모델을 사용하여 물, 공기 및 증기 등의 다상유동을 모의하였다. 해석결과를 sparger 개발을 위해 ABB-Atom이 수행하였던 실험결과와 비교하여 만족할만한 결과를 얻었다.