Generally, a lot of reinforcements are used in nuclear power plant concrete structures in order to improve the structural safety, but it may cause several potential problems due to the overcrowded reinforcement, such as the degradation of concrete quality, the construction delay and the increase of construction cost. In order to resolve these problems, structural test researches and code change studies on using high-strength reinforcement (Gr.80) in unclear power plant structures are under way, and there is good progress in code change of ASM BPVC.III.2 and ACI 349. This purpose of this study is to review the code change status ASM BPVC.III.2, ACI 349 under way to use the high-strength reinforcement in nuclear power plant structures. Also I will introduce the design optimization of NPP structures with high-strength reinforcements in order to maximize the effect and minimize the problem when using the high-strength reinforcements in NPP structures.
이 논문은 콘크리트 콘 파괴에 의해 지배될 때의 인장력의 예측과 Headed bar의 인발 파괴 양상을 보여준다. 1개의 다른 플레이트 형상과 세가지의 서로 다른 용접 방법에 따라 시험이 이루어졌다. 시험의 변수는 Headed plate에 연결된 철근의 직경(16mm, 19mm, 22mm), 형상(원형, 직사각형, 정사각형)과 head plate의 차원(면적, 두께), 철근과 head plate와의 연결을 위한 용접 방법(일반용접, 마찰용접)이다. Headed bar는 ASTM 970-98에 기초한 모양과 두께를 가진 다른 단면적으로 제조되었으며 콘크리트의 부착 길이는 CSA 23.3-94에 의거하여 산정되었다. 정적 인장하중이 적용되었으며 시험 인발 성능은 ACI-349와 CCD 방법과 같은 현재의 설계방법에 의해 산출된 값과 비교하였다. 실험결과와 기존식을 비교하면 Headed bar가 앵커와 달리 넓은 플레이트 면적과 이형철근으로 인해 기준식에 비해 높은 강도와 큰 파괴 반경을 나타내었다.
본 연구에서는 국내 원전에서 기기 정착을 위하여 가장 널리 적용되는 직매형 앵커기초를 대상으로 앵커기초의 인장 설계기준에 대한 적정성을 검토하기 위하여 수치해석이 수행되었다. 본 연구에서 수치해석모형에 적용된 파괴기준으로서 콘크리트와 같은 유사 취성재료에는 Microplane모형이, 앵커볼트와 같은 연성재료에는 탄성-완전 소성모형이 적용되었다. 그리고, 균열 발생현상을 모사하기 위하여 분산균열모형을 채택하였다. 개발된 수치해석모형은 다양한 경우의 실증시험결과를 근거로 신뢰성이 검증되었으며, 검증된 수치해석모형과 앵커볼트의 유효매입깊이를 변수로 한 다양한 경우에 대한 수치해석을 통하여 직매형 앵커기초의 인장설계기준으로서 적용이 가능한 ACI 349 Code와 CEB-FIP Code가 평가되었고, 그 보수성이 확인되었다.
본 연구의 대상은 익스팬션 앵커에 해당하는 국내산 중량물 앵커(heavy duty anchor)와 웨지 앵커(wedge anchor)에 대해서 앵커설계의 기초가 되는 콘파괴를 중심으로 무근콘크리트에서의 인발실험으로 국한된다. 각각의 앵커에 대해 ACI 349-90 설계기준과 EOTA (European Organization for Technical Approval) 기준의 근거인 CCD 설계방법에 의해서 연단거리를 변수로 한 앵커의 콘파괴강도 예측값과 실험값을 비교 평가하고자 하며, 이 연구를 근간으로 하여 국내산 앵커를 구조설계에 적용시 기초자료 제공을 목적으로 한다.
본 연구에서는 콘크리트 매입앵커시스템 설계코드인 ACI 349-01에 제시되지 않은 직경 50mm(2") 이상 유효매입깊이($h_{ef}$) 635mm(25") 이상의 대형 매입앵커시스템에서 전단 파열파괴 성능과 거동특성을 파악하기 위하여 24개의 실규모 시험을 하였다. 시험변수로는 앵커볼트의 직경($d_0$=63.5, 76.2, 88.9mm), 앵커볼트의 매입깊이($h_{ef}$=635, 762mm), 연단거리($c_1$=381, 508, 762mm) 그리고 콘크리트강도($f_{ck}$= 38MPa)로 하였다. 예측식인 $V_{aci06}$과 $V_{ccd}$는 시험결과($V_{test}$)를 과대평가하는 것으로 나타났다. 앵커볼트직경($d_0$) 50mm(2")이상, 유효매입깊이($h_{ef}$) 635mm(25")이상의 대형앵커시스템에서 앵커볼트직경 변화시험과 유효매입깊이 변화시험은 앵커시스템의 전단성능에 영향이 없는 것으로 나타났다. 그러나, 대형 앵커리지시스템의 연단거리와 앵커볼트의 직경에 대한 형상비에 의한 분석결과 형상비가 작아질수록(앵커볼트의 직경이 커질수록) 시험결과에 대한 예측식의 비가 커지는 것으로 분석되었다. 이는 앵커볼트의 직경이 전단강도 저하의 직접적인 원인인 것으로 밝혀졌다. 설계기준에 대한 적절한 개선을 위해서는 더 많은 이론적, 해석적 연구가 필요하다.
익스팬션 앵커인 셋트앵커를 대상으로 실험을 통하여 전단내력에 대해서 고찰하였다. 실험은 연단거리와 앵커간격을 변수로 하여 진행하였으며 전단하중을 받는 앵커의 파괴모드는 연단거리와 앵커의 강성 및 직경에 영향을 받는 것으로 나타났다. 앵커와 모재인 콘크리트의 파괴모드는 앵커의 설계식에 중요한 요소이며, 본 실험에서는 앵커의 전단파괴와 콘크리트 단부파괴가 나타났다. 앵커의 전단강도는 ACI 318-02 설계기준과 EOTA 기준을 비교 검토하여 평가하였으며, 콘크리트 단부파괴강도는 CCD 방법과 기존의 ACI349-90 설계기준을 비교.검토하여 평가하였다. 셋트앵커의 실험결과, (1) 셋트앵커의 전단강도에서 앵커의 계수는 5% 파괴확률을 적용하여 0.684로 평가되었다. 그러므로 ACI318-02와 EOTA의 앵커의 전단강도에 대한 각각의 계수 0.6과 0.5는 안전 측으로 판단된다. 따라서 셋트앵커의 전단강도를 다음과 같이 제시한다. $V_s=0.684 A_{se}f_{ut}$(N). (2) 콘크리트 단부파괴강도 예측값은 CCD방법을 적용한 예측값이 비교적 실험값에 근접했다. 그러므로 CCD방법에 근거하여 5% 파괴확률을 적용한 셋트앵커의 콘크리트 단부파괴강도를 다음과 같이 제시한다. $V_b=0.609(\frac{\iota}{d_o})^{0.2}\sqrt{d_0}\sqrt{f_c}(c_1)^{1.5}$(N). (3) 앵커간격에 따른 콘크리트 단부파괴강도 추정 시 CCD 설계기준이 합리적인 설계방법으로 사료된다.
This paper presents the failure mode on Headed Bars and prediction of tensile capacity, which is governed by concrete cone failure. 17 different plate types, three different concrete strengths and three different welding types of specimens were simulated. Static tensile load was applied Headed Bars were manufactured in different areas, and their shape and thickness are based on ASTM 970-98. Calculation of embedment length in concrete is conducted based on CSA 23.3-94, and static tensile load was applied. Tested pullout capacities were compared to the values determined using current design methods such as ACI-349 and CCD method.
본 연구는 항산화성이 우수하지만 폐기물로 버려지는 생율피를 숙성하여 생율피와 숙성 율피의 품질특성과 항산화능을 분석하였다. 환원당과 가용성 고형물 함량은 생율피보다 숙성이 진행됨에 따라 증가하여 시료 간에 유의적 차이를 나타내었다. pH는 숙성기간이 경과함에 따라 감소하였고, 산도는 증가하였다. 명도는 숙성이 진행되면서 감소하였고 적색도는 증가하였으며, 황색도는 점점 감소하는 경향을 나타내었다. 항산화능은 DPPH 라디칼 소거능 및 hydroxy 라디칼 소거능 모두 숙성기간이 경과함에 따라 $IC_{50}$ 값이 낮아져 항산화능이 높아졌는데, 이는 총페놀 함량이 숙성이 진행되면서 증가한 데 기인되었다. 율피를 건조하여 분말화한 후 열수에 타서 차로 관능 평가한 결과, 숙성기간이 경과될수록 단맛은 증가하였고 떫은맛은 감소하였다. 전반적인 기호도는 12일과 15일이 유의적인 차이가 없이 높게 나타났다. 이 같은 결과를 종합해 볼 때 율피를 본 실험조건에서 숙성 시 12~15일이 적당하였으며, 숙성 율피는 생율피보다 항산화성이 더 우수할 뿐 아니라 기호도도 우수한 것으로 나타났으므로 식품가공 시 다양하게 활용할 수 있을 것으로 생각된다.
Numerical analysis is carried out to identify the appropriateness of the design codes that is available for the tensile design of fastening system at Nuclear Power Plant (NPP) in this study. This study is intended for the cast-in-place anchor that is widely used for the fastening of equipment in Korean NPPs. The microplane model and the elastic-perfectly plastic model are employed for the quasi-brittle material like concrete and for the ductile material like anchor bolt as constitutive model for numerical analysis and smeared crack model is employed for the crack and damage phenomena. The developed numerical model is verified on a basis of the various test data of cast-in-place anchor. The appropriateness of both ACI 349 Code and CCD approach of CEB-FIP Code is evaluated for the tensile design of cast-in-place anchor and it is proved that both design codes give a conservative results compared with real tensile capacity of cast-in-place anchor.
One of the advantages using High-Strength steel reinforcement in construction is the economic effect due to the decreasing of its quantity. Also, another good effect is the increases of workability by reason of reducing the congestion. This study explain plan of experiment after analysing of ACI 318, 349, 359 to develop 550MPa re-bar design criteria applicable to flexural members of nuclear power plants.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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