• 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.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제18권4호통권70호
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• pp.335-345
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• 2005

이 논문에서는 프리스트레스트 콘크리트 구조로 건설된 원자로 격납건물의 극한내압평가를 위해 비선형 유한요소해석을 수행하였다. 특히, 상용프로그램 사용 시 콘크리트와 긴장재의 완전부착 가정으로 인해 고려할 수 없었던 콘크리트와 긴장재 사이의 슬립효과를 모사할 수 있는 알고리즘을 개발하였다. 부착된 긴장재의 경우 부착-슬립효과를 기초로 유도된 겉보기 항복응력으로 두 재료의 상호거동을 모사할 수 있고, 비부착된 긴장재의 경우 반복해석에 의해 긴장재 전체 길이방향으로의 슬립효과를 모사할 수 있다. 개발된 알고리즘을 이용하여 도출된 긴장재의 응력-변형률 관계를 이용하여 격납건물의 축소모델에 대한 비선형 해석을 수행하였고, 수행한 결과를 바탕으로 격납건물의 극한내압은 가압중수로형과 가압경수로형 모두 설계압력의 약 3배 이상 구조적 여유가 있음을 확인하였다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제17권4호
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• pp.521-526
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• 2005

원전 격납건물의 축대칭 모델은 해석상의 간편성으로 인하여 널리 사용된다. 하지만, 일반적인 돔 텐던의 배치는 축대칭 형상이 아니며 곡률을 가진 돔에 임의로 배치된 관계로 축대칭 근사화시 좀 더 엄밀한 수학적 유도가 요구된다. 본 연구에서는 국내의 CANDU형 및 한국형 격납건물 돔에 비축대칭으로 배치된 텐던을 축대칭 모델에 적용하기 위한 합리적인 변환 절차를 제안하였다. 텐던 강성의 모델링에서는 실제 3차원으로 배치된 돔 텐던의 자오선방향 및 원환방향으로의 강성 기여를 고려할 수 있도록 텐던을 등가의 층으로 근사화하였다. 프리스트레싱의 효과는 등가하중법 및 초기응력법 관점에서 고찰하였으며, 축대칭 모델의 방법론에 적합하도록 등가하중 및 초기응력을 유도하였다. 후속 논문에서는 제안된 모델을 적용한 수치 예제들을 범용구조해석 프로그램으로 해석하고 타당성을 검증하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제24권1호
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• pp.206-214
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• 2000

The pressure tube is a major component of the CANDU reactor, which supports nuclear fuel bundle and it's containment vessel. If a flaw is found during the periodic inspection from the pressure tube s. the integrity evaluation must be carried out. and the safety requirements must be satisfied for continued service. In order to complete the integrity evaluation, complicated and iterative calculation procedures are required. Besides, a lot of data and knowledge for the evaluation are required for the entire: integrity evaluation process. For this reason. an integrity evaluation system, which provides efficient of evaluation with the help of attached databases, was developed. The developed system was built on the basis of ASME Sec. XI and FFSG(Fitness For Service Guidelines for zirconium alloy pressure tubes in operating CANDU reactors) issued by the AECL, and covers the delayed hydride cracking(DHC). This system does not only provide various databases including the 3-D finite element analysis results on pressure tubes, inspection data and design specifications but also is compatible with other commercial database software. In order to verify the developed system, several case studies have been performed and the results were compared with those from AECL. A good agreement was observed between those two results.