• 제목/요약/키워드: 원자로 격납건물

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원자로 격납건물 콘크리트의 크리이프 변형 특성 (Creep Strain of Containment Concrete Structure)

  • 방기성;정원섭;조명석;송영철
    • 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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    • 한국콘크리트학회 1996년도 가을 학술발표회 논문집
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    • pp.95-100
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    • 1996
  • Creep, drying shrinkage, modulus of elasiticity and Poisson's ratio of concrete are influenced by a number of factors such as mix type, member thickness, curing condition and loading cases. Particularly, creep and shrinkage in concrete have yet to be studied due to its complicated time-dependent properties. In this study, the concrete creep tests were carried out at varous ages of loading-7, 28, 90, 180 and 365 days in order to investigate and quantify its long-term properties. The test procedures and analysis of the test results were also described herein. The results of this study will enable A/E to calculate effective prestressing forces considering time-dependent prestressing loss and evaluate the structural integrity of the prestressing system using the representative values derived from this property test.

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후쿠시마 제 1 원자력발전소 2 호기 원자로 건물 지하의 S/C Vent 관 조사영상 분석 (An Analysis of Investigation Movies of S/C Vent Area in the Unit 2 Reactor Building Basement floor of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant)

  • 조재완;정경민
    • 한국정보처리학회:학술대회논문집
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    • 한국정보처리학회 2013년도 춘계학술발표대회
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    • pp.311-314
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    • 2013
  • 본 논문에서는 일본의 (주) 동경전력이 공개한 후쿠시마 제 1 원자력발전소 2 호기 원자로건물 지하에 위치한 S/C (Suppression Chamber) 주변의 Vent 관 조사 동영상들을 분석하였다. S/C 는 donut (환형) 모양의 구조물로 PCV (격납용기) 와 연결된 8 개의 Vent 관을 통해 원자로의 압력을 억제한다. 후쿠시마 사고 원자로의 용융 핵연료를 인출하기 위해서는 원자로 압력용기 및 PCV에 물을 채워서 방사선 선량율을 떨어뜨려야 한다. 물을 채운 후에 누설이 되면 안되기 때문에, PCV 와 S/C 사이에 연결된 Vent 관에 대한 방사능 오염수의 누설지점을 찾는 것이 중요하다. 이를 위한 사전공정으로 (주) 도시바의 4 족보행 로봇 탑재 카메라를 이용하여 8 개 Vent 관 모두를 육안 검사하였다. (주) 동경전력이 공개한 영상을 분석한 결과 고선량 감마선에 의한 Speckle 들이 관측되었다. 본 논문에서는 이러한 Speckle 분포의 특성을 분석하여 S/C 와 PCV 를 연결하는 8개 Vent 관중 방사능 오염물질이 많은 곳을 특정하고자 하였다.

감마선 선량율 제한조건에 따른 원자력 비상대응로봇의 대응시간 (A Response Time of the Nuclear Emergency Preparedness Robot based on the Gamma Ray Dose-Rate Constraints)

  • 조재완;최영수;김태원;정경민
    • 한국정보처리학회:학술대회논문집
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    • 한국정보처리학회 2014년도 춘계학술발표대회
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    • pp.807-810
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    • 2014
  • 로봇 시스템의 제어 및 이를 이용한 환경 인식에는 많은 전자 광학 소자들이 사용되고 있다. 로봇 제어회로에 사용되고 있는 Si CMOS 공정의 CPU, ASIC, FPGA 소자는 고 선량의 감마선에 취약하다. 환경정보 수집용으로 로봇에 탑재되는 CMOS/CCD 카메라의 관측영상에는 고선량 감마선으로 인한 speckle (백색잡음, white noise) 들이 나타나며, 이들이 카메라의 관측성능을 저하시킨다. 후쿠시마 원자력발전소 사고와 같이 원자력시설에서 제어불능의 심각한 사고가 발생되면 고선량 감마선이 방출된다. 이러한 고선량 감마선방출은 사람에 의한 사고수습을 불가능하게 하며, 사고 수습을 위해서는 로봇의 활용이 불가피하다. 그러나, 방출되는 고선량 감마선의 세기(선량율)가 지나치게 높을 경우, 로봇 전자회로가 장애를 일으키기 때문에 로봇의 적절한 임무수행이 가능한 감마선 세기에 대한 고려가 필요하다. 본 논문에서는 고선량 감마선 환경하에서의 로봇 탑재 CCD/CMOS 카메라의 관측 성능을 고려하여 100 Gy/h 를 감마선 선량율 제한조건으로 설정한다. 그리고, 재 가동 승인심사를 받기 위해 일본의 원전 운영자들이 제시한 PWR (가압경수로) 원전의 중대사고 대책 적합성 평가문서에 나타난 노심용융개시 시점의 원자로 격납건물내 감마선 선량율 추이 계산결과를 활용하여 로봇의 대응시간을 계산하였다. 문서 (PDF) 에 표현된 감마선 선량율 추이 그래프를 영상 판독하여, 격납건물내 감마선 선량율이 100 Gy/h 제한조건에 도달하는 시간을 계산하였다. 이를 로봇의 대응시간으로 설정한다.

지반특성에 따른 면진 및 비면진구조물의 가속도응답 영향평가

  • 유봉;이재한;구경회
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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    • pp.392-397
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    • 1996
  • 지반특성에 따라 지진발생시 면진구조물과 비면진 구조물의 응답특성이 어떠한가를 평가하기위해, 1940 El Centro 지진을 입력지진으로 하고, 면진구조물로는 가압경수형 원자로격납건물을 이용하여 수평(NS) 및 수직지진입력에 대한 시간이력해석을 수행하였다. 0.5Hz 수평면진 구조물의 경우 수평방향 가속도응답은 지반특성에 무관하게 거의 변화가 없으며, 또 2Hz 이상에서 비면진구조물의 수평지진가속도응답보다 현저히 낮은 가속도응답을 갖는다. 면진베어링의 수직방향 21Hz 고유진동수는 풍화암의 경우 수직방향 가속도응답에 영향을 주지 않으나. 경암의 경우 원자로지지점에서의 수직방향 가속도응답을 전반적으로 증가시킨다. 비면진 구조물의 경우 지반의 강성이 약할수록 가속도응답이 비교적 큰 폴라크레인위치에서 수평 및 수직방향 가속도응답이 감소되는 것으로 나타났으며, 특히 수직방향의 가속도응답이 크게 감소하는 것으로 나타났다.

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원자력 발전소 RCB 외벽 거푸집 1단 타설 높이별 시공성 분석 (Analysis of Construction RCB Exterior Wall Formwork Placing High on Nuclear Power Plant)

  • 송효민;신윤석
    • 한국건축시공학회:학술대회논문집
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    • 한국건축시공학회 2014년도 추계 학술논문 발표대회
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    • pp.205-206
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    • 2014
  • It is very important to reduce the construction duration of the Reactor Containment Building (RCB) when considering the more than 50 months on average from concrete placement to completion. The purpose of this study attempts to evaluate the single-stage workability of the system given a change in the height of the setting of RCB exterior wall formwork to be used in nuclear power plant construction. As a result of this study, it is possible height of 3.5m~4m uses formwork when analyzing the construction period and material costs an increase in formwork by concrete lateral pressure, to ensure the workability of the RCB exterior wall formwork. Through this study, I want to provide as basic data for the improvement of workability and RCB shortening the construction period.

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증기폭발에 의한 압력이력 평가 (Evaluation of Pressure History due to Steam Explosion)

  • 김승현;장윤석;송성주;황태석
    • 대한기계학회논문집A
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    • 제38권4호
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    • pp.355-361
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    • 2014
  • 신규 원전에서 추진중인 외벽침수냉각 방식의 적용이 실패할 경우 노심용융물과 원자로공동 내유체의 상호작용으로 인해 증기폭발이 발생하며, 이는 격납건물 및 관통부 배관을 포함한 각 구조물의 건전성을 위협할 수 있다. 본 논문에서는 선행연구 분석결과를 토대로 증기폭발 현상을 모사할 수 있는 개선된 해석기법을 도출하고 알루미나 실험 모사를 통해 타당성을 확인하였다. 또한 동일한 기법을 원자로공동 해석에 적용하여 가상 파손위치에 따른 증기폭발 압력이력을 예측하였으며, 측면파손에 의한 최대압력 값이 하부파손에 의한 것보다 최대 70% 정도 높음을 보였다.

탄성지반상에 놓인 철근콘크리트 축대칭 쉘의 정적 및 동적 해석 (III) -비선형 정적거동을 중심으로- (Static and Dynamic Analysis of Reinforced Concrete Axisymmetric Shell on the Elastic Foundation -With Application to an Static Behavior Analysis of Axisymmetric Shell-)

  • 조진구
    • 한국농공학회지
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    • 제39권3호
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    • pp.72-82
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    • 1997
  • In all inelastic deformations time rate effects are always present to some degree. Whether or not their exclusion has a significant influence on the prediction of the material behaviour depends upon several factors. In the study of structural components under static loading conditions at normal temperature it is accepted that time rate effects are generally not important. However metals, especially under high temperatures, exhibit simultaneously the phenomena of creep and viscoplasticity. In this study, elastoplastic and elasto-viscoplastic models include nonlinear geometrical effects were developed and several numerical examples are also included to verify the computer programming work developed here in this work. Comparisons of the calculated results, for the elasto-viscoplastic analysis of an internally pressurised thick cylinder under plane strain condition, have shown that the model yields excellent results. The results obtained from the numerical examples for an elasto-viscoplastic analysis of the Nuclear Reinforced Concrete Containment Structure(NRCCS) subjected to an incrementally applied internal pressure were summarized as follows : 1. The steady state hoop stress distribution along the shell layer of dome and dome wall junction part of NRCCS were linearly behave and the stress in interior surfaces was larger than that in exterior. 2.However in the upper part of the wall of NRCCS the steady state hoop stress in creased linearly from its inner to outer surfaces, being the exact reverse to the previous case of dome/dome-wall junction part. 3.At the lower part of wall of NRCCS, the linear change of steady state hoop stress along its wall layer began to disturb above a certain level of load increase.

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원전 안전관련 콘크리트 구조물의 수명예측을 위한 재령계수에 대한 연구 (A Study of Time Dependent Diffusion for Prediction Service Life in NPPs Safety Related Concrete Structures)

  • 이춘민;윤의식;김성수
    • 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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    • 제23권3호
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    • pp.136-142
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    • 2019
  • 원자력발전소 콘크리트 구조물은 해안가에 접해 있으며, 해수를 취수하여 냉각수로 사용하기 때문에 염해에 의한 내구성은 매우 중요하다. 이를 위해 3년간의 염해 장기침지시험을 실시하여 염화물이온확산계수의 변화 및 재령계수(m)을 평가한 결과 4,000 Class인 구조물 기초의 m은 0.35~0.39로 KCI나 ACI 제안값과 유사한 결과를 나타내었고 5,000 Class인 필수 냉각수 구조물 및 터널은 0.44~0.53, 6,000 Class인 원자로 격납건물은 0.62로 FIB 제안값과 유사하였다. 실측된 재령계수로 내구수명을 예측한 결과 원전의 모든 안전관련 콘크리트 구조물은 설계수명 60년 이상을 만족하는 것으로 나타났다.

수조로 방출되는 기포 거동에 대한 수치해석 (Numerical Simulation on the Behavior of Air Cloud Discharging into a Water Pool)

  • 김환열;김영인;배윤영;송진호;김희동
    • 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.

탄성지반상에 놓인 철근 콘크리트 축대칭 쉘의 정적 및 동적 해석(IV) -축대칭 쉘의 동적 응답에 대한 철근의 영향을 중심으로- (Static and Dynamic Analysis of Reinforced Concrete Axisymmetric Shell on the Elastic Foundation -Effect of Steel on the Dynamic Response-)

  • 조진구
    • 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.

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