• 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.

• 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.

• 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 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.

• 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.

• 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)

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.18 no.4 s.70
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• pp.335-345
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• 2005

This paper concentrates on the nonlinear analysis of prestressed concrete (PSC) containment structures. Unlike a commercialized program which adopts the perfect bond assumption between concrete and tendon in the analysis of PSC structures, a numerical algorithm to consider the slip effect, simultaneously with the use of commercialized programs such as DIANA and ABAQUS, is introduced in this paper For bonded tendons, the apparent yield stress of an embedded tendon is determined from the bond slip relationship. And for unbonded tendons, Correction for the strength and stiffness of unbonded internal tendons is achieved on the basis of an iteration scheme derived from the slip behavior of tendon along the entire length. Finally, the developed algorithm is applied to two PSC containment structures of PWR and CANDU to verify its efficiency and applicability in simulating the structural behavior of large complex structures, and the obtained result shows that both containment structures represent the ultimate pressure capacity larger than about 3 times of the design pressure.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.05a
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• pp.468.2-468.2
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• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.569-574
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• 1997

프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 cavity의 격납용기 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심 용융물 고압분출 실험 연구를 수행하였다. 울진 1,2호기 격납건물은 국내의 Westinghouse와 CE형 원전과 달리 원자로용기 하부 cavity내 수평통로에 의한 출구가 없어 원자로용기 외곽의 환형통로를 통해 cavity와 격납건물 상부 대기와 직접 연결되어 있는 특성을 가지고 있다. 본 연구에서는 환형통로 면적, 파손 직경 용융물 질량 등에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 물, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였다. 실험결과, 노심용융물 고압분출에는 원자로용기 파손 직경이 많은 영향을 미치는 것으로 나타났고 환형통로 면적과 용융물 질량은 큰영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 또한 환형통로 면적의 감소는 노심용융물 고압분출시 cav의 압력을 다소 상승시키는 결과를 보여주었다. 본 실험 연구에서 노심용융물 고압분출에 많은 영향을 미치지 않는 것으로 나타난 환형통로 면적에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 실험 이 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.419-419
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• 1999