• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.19 no.1 s.71
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• pp.93-103
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• 2006

It is absolutely essential that safety assessment of the containment buildings during service life because containment buildings are last barrier to protect radioactive substance due to the accidents. Therefore, this study describes an enhanced degenerated shell finite element(FE) which has been developed for nonlinear FE analysis of reinforced concrete(RC) containment buildings with elasto-plastic material model. For the purpose of the material nonlinear analysis, Drucker-Prager failure criteria is adapted in compression region and material parameters which determine the shape of the failure envelop are derived from biaxial stress tests. Reissner-Mindlin(RM) assumptions are adopted to develop the degenerated shell FE so that transverse shear deformation effects is considered. However, it is found that there are serious defects such as locking phenomena in RM degenerated shell FE since the stiffness matrix has been overestimated in some situations. Therefore, shell formulation is provided in this paper with emphasis on the terms related to the stiffness matrix based on assumed strain method. Finally, the performance of the present shell element to analysis RC containment buildings is tested and demonstrated with several numerical examples. From the numerical tests, the present results show a good agreement with experimental data or other numerical results.

• Proceedings of the Korean Institute of Building Construction Conference
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• 2014.11a
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• pp.212-213
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• 2014

The purpose of this study is to suggest analysis model of RCB construction in nuclear power plant. For the objective, This study drew the risk factors of RCB construction from existing literature. The results of the study proposed analysis model made hierarchy in rebar, form, and concrete work. These will be baseline data for risk management in construction project of nuclear power plant.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.824-829
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• 1998

미국의 개량형 원자력 발전소 개념설계단계에서 중대사고시 사고완화를 위한 전략으로 원자로 압력용기 외부냉각 개념이 제안되었다. 중대사고 진행과정에서 노심용융물이 원자로 압력용기 하부헤드로 재배치 되었을 때 압력용기 외벽을 냉각함으로서 노심용융물을 압력용기 내부에 가두어 두어 격납건물 내로의 유출을 방지하는 방식이다. 이 연구에서는 원자로 압력용기 하부헤드 내의 노심용융물 거동중 자연 순환에 의한 거동을 수치적으로 모의하여 보았다. 연구결과, 정상상태의 온도 및 속도분포는 현상학적으로 적절하게 모의되나 고화와 액화의 경우에는 고유모델의 필요성이 요구되었다.

• Proceedings of the Korea Concrete Institute Conference
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• 1993.04a
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• pp.219-224
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• 1993

본 연구는 철근콘크리트 격납구조물에서 가상의 냉각제 유출사고에 의한 온도하중과 압력에 따른 거동을 알아보기 위한 비선형 해석을 수행하였다. 시간에 따른 온도하중을 결정하기 위하여 과도온도해석을 통해 격납구조물 단면내의 온도분포를 구하였다. 구조물은 기하학적 비선형성과 재료비선형성을 고려한 판 및 쉘요소로 이상화되며, 쉘요소는 두께방향에 따라 변하는 응력을 고려하기 위해 몇 개의 층으로 이루어진 모델을 사용하였다. 열응력은 인접한 두시간 단계에서의 온도차를 하나의 하중증가로 고려하여 초기변형 문제로 변환하여 결정되었다. 본연구에서의 수치실험에 의하여 과도온도해석에 근거한 비선형온도경사를 고려할 때의 변위가 고려하지 않을 때의 변위에 비해 크게 나타남을 알 수 있다.

• Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea
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• v.12 no.6
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• pp.55-63
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• 2008

This paper presents a seismic analysis technique for a 3D soil-structure interaction system in a frequency domain, based on the finite element formulation incorporating frequency-dependent infinite elements for the far field soil region. Earthquake input motions are regarded as traveling P, SV and SH waves which are incident vertically from the far-field soil region, and then equivalent earthquake forces are calculated using impedances of infinite soil by dynamic infinite elements and traction and displacement from free field response analysis. For verification and application, seismic response analyses are carried out for a multi-layered soil medium without structure and a typical nuclear power plant in consideration of soil-structure interaction. The results are compared with the free field response using a one-dimensional analytic solution, and a dynamic response of an example structure from another SSI package.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.789-794
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• 1998

중대사고 해석 전산 코드 국산화의 필요성이 대두되고 있는 이때 우리가 개발해야 할 코드의 요건을 다음 여섯 가지로 정리하였다: 1) 종합적인 해석 코드. 2) 1차계통과 격납건물 모사 능력의 유연성, 3) 자세한 발전소 거동 모사, 4) 사용자 편의성, 5) 개선 및 새로운 모델 접목의 용이성. 그리소 6) 최신 모델 포함. 이런 관점에서 기존의 중대사고 해석코드를 분석한 결과 코드 개발의 기준 코드로 MELCOR를 선정하였다. MELCOR는 계통 모사의 유연성 때문에 상용 발전소 뿐만 아니라 앞으로 개발 계획 중인 차세대나 중소형 원자로까지도 확장이 가능하며, 상세한 열수력 기본 지배 방정식을 활용하고. 모델 분석 및 개선에 필요한 코드에의 자유로운 접근이 허용되며, 지속적인 코드 개선이 이루어져 최신 모델을 보유하고 있다. 이미 MELCOR는 상당한 수준의 결과를 예측하고 있기만. 노심 손상 모델을 개선하고 격납건물 안에서의 주요 현상 모사 모델을 추가하며. 또한 국내에서 이루어지고 있는 SONATA 실험이나 증기 폭발 실험 결과들을 MELCOR에 반영하는 것이 가급적 짧은 시간에 기술 자립을 이를 수 있는 방법으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.592-599
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• 1997

중대사고관리 전략의 하나로서 피동형-설계에 적용되고 있는 용기내부보존(IVR)기념 - 이 논문에서는 실제적으로 원자로 압력용기벽 외부냉각(ERVC)방법을 사용한다 -이 규제측면에서는 용융물의 냉각가능성 쟁점의 해결이라는 문맥에서 조감되었다; 기술측면에서는 IVR개념의 신빙성 및 유융성이 언급되었다. 덧붙여서, 이 ERVC방법들이 개량형-설계에 적용되기 위하여 요구되는 점들이 규제측면과 기술측면에서 각각 검토되었다. 이 검토결과의 바탕위에서 용융물 냉각가능성/급냉가능성의 쟁점과 관련하여 전력연구원(KEPRI) 신형원전개발센타(CARD)에서 개발중인 한국차세대원전(KNGR)-설계에서 선택될 수 있는 대안적 전략들이 제안되었다: (1) 전략1A: 젖은공동방법의 신빙성에 기반을 두는 것; (2) 전략1B: 젖은공동방법/격납건물건전성에 기반을 두는 것; (3) 전략2A : ERVC방법의 신빙성에 기만을 두는 것, (4)전략2B: ERVC방법/격납 건물건전성의 균형된 접근법에 기반을 두는 것. 마지막으로, 신형-설계적용의 관점에서 각각 규제측면과 기술측면에서 본 현황파악 및 대책마련의 권고사항이 제시되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.596-602
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• 1998

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.424.2-424
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• 2002

• Magazine of the Korean Society of Agricultural Engineers
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• v.38 no.3
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• pp.82-91
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• 1996

This is a basic study for the static and dynamic analysis on the elasto-plastic and elasto-viscoplastic of an axi-symmetric shell. The objective of this study was to investigate the mechanical characteristics of a nuclear reinforced concrete containment structure, which was selected as a model, by a numerical analysis using a finite element method. The structure was modeled with discrete ring elements of 8-noded isoparametric element rotating against the symmetrical axis, and the interaction between the foundation and the structure was modeled by Winkler's model. Also, the meridional tendon was modeled with 2-node truss elements, and the hoop tendon was done with point elements in two degrees of freedom. The effect of the tendon was considered without the increasement in total degree of freedom as the stiffness matrix of modeled tendon elements was assembled on the stiffness matrix of ring elements linked with the tendon. The results obtained from the analysis of an example were summarized as follows : 1. The stresses in the hoop direction on the interior and exterior surfaces of the structure were shown in changes of similar trend, and high stresses appeared on the structure wall 2. The stresses in the meridional direction on the interior and exterior surfaces were shown in change of different trend. Especially, the stresses at the junctions between the dome and the wall and between the wall and the bottom plate of the structure were very high, compared with those at other parts of the structure. 3. The stress changes in the direction of thickness on the crown of the dome were much linearly distributed. However, as the amount of tendon increased, the stresses in the upper and lower parts of the wall established with the tendon were shown stress concentration. 4. The stress changes in the direction of thickness on the center of the structure wall was linearly distributed in the all cases, and special stress due to the use of the tendon was not shown.