최근 미국에서는 가동기간이 오래된 원전 매설배관에서 부식 및 침식에 의해 삼중수소 누설로 지하수가 오염되는 사례가 급증하고 있다. 따라서, 현재 원전 안전등급 매설배관으로 사용되고 있는 금속재료의 배관을 대신해서 부식 및 침식 등의 열화 손상에 대한 저항성이 우수한 고밀도 폴리에틸렌(HDPE) 배관을 ASME Code Class 3 안전계통 배관으로 사용하기 위한 연구가 수행되고 있다. 본 연구에서는 발전소 가동 중 매설배관에 가해질 수 있는 하중과 온도 범위를 바탕으로 HDPE 배관 융착부에 대한 인장 시험과 저속균열성장 (SCG) 시험을 수행하였다. 시험 결과로 얻은 SCG 시험편의 파단면을 분석하여 HDPE 재료의 파손 기구를 파악하였다. 이를 바탕으로 3D 유한요소 해석을 이용하여 균열이 있는 HDPE 재료가 버틸 수 있는 한계하중에 대한 검증을 수행하였다.
이 연구는 순환잔골재를 사용한 콘크리트의 전단거동을 평가하고자 하였다. 추가적으로 순환굵은골재를 현행규준식 및 제안식과 비교/분석하였다. 동일한 압축강도를 갖는 5개의 실험체를 계획하였으며 각 실험체는 순환잔골재치환율(0%, 30%, 60%, 70%, 100%)을 변수로 계획하였으며 전단철근은 보강하지 않았다. 실험에 사용한 순환잔골재는 흡수율과 비중을 만족하는 골재를 사용하였다. 사용한 골재 중 70% 치환한 실험체의 경우 저품질의 순환잔골재를 사용하였다. 실험은 하중-변위관계, 전단변형, 경사균열하중, 균열패턴, 최대전단강도, 파괴모드를 분석하여 평가하였다. 실험 결과 순환잔골재를 사용한 철근콘크리트 보의 전단거동은 천연골재와 비교하여 전반적으로 큰 차이를 보이지 않았으나, 전단에 관한 규준식 및 제안식과 비교한 결과 순환잔골재를 사용한 철근콘크리트 보의 경우 규준식 수정을 통한 새로운 제안식이 필요할 것으로 판단된다.
A three-dimensional Lagrangian explicit time-integration finite element code for analyzing the dynamic impact phenomena was developed. It uses four node tetrahedral elements. In order to consider the effects of strain rate hardening, strain hardening and thermal softening, which are frequently observed in high-velocity deformation phenomena, Johnson-Cook model is used as constitutive model. For more accurate and robust contact force computation, the defense node contact algorithm was adopted and implemented. In order to evaluate the performance of the newly developed three-dimensional hydrocode NET3D, numerical simulations of the oblique impact of mild steel plate by mild steel sphere were carried out. Ballistic limit about various oblique angle between 0 degree and 80 degree was estimated through a series of simulations with different initial velocities of sphere. Element eroding by equivalent plastic strain was applied to mild steel spheres and targets. Ballistic limits and fracture characteristics obtained from simulation were compared with experimental results conducted by Finnegan et al. From numerical studies, the following conclusions were reached. (1) Simulations could successfully reproduce the key features observed in experiment such as tensile failure termed "disking"at normal impacts and outwards bending of partially formed plus segments termed "hinge-mode"at oblique impacts. (2) Simulation results fur 60 degrees oblique impact at 0.70 km/s and 0.91 km/s were compared with experimental results and Eulerian hydrocode CTH simulation results. The Lagrangian code NET3D is superior to Eulerian code CTH in the computational accuracy. Agreement with the experimentally obtained final deformed cross-sections of the projectile is excellent. (3) Agreement with the experimental ballistic limit data, particularly at the high-obliquity impacts, is reasonably good. (4) The simulation result is not very sensitive to eroding condition but slightly influenced by friction coefficient.
The surrounding rock mass contains cracks and joints which are distributed randomly around tunnels, and in the process of tunnel blasting excavation, radial cracks could also be induced in the surrounding rock mass. In order to clearly understand the impact of radial cracks on tunnel stability, tunnel model tests and finite element numerical analysis were implemented in this paper. Two kinds of materials: cement mortar and sandstone, were used to make tunnel models, which were loaded vertically and confined horizontally. The tunnel failure pattern was simulated by using RFPA2D code, and the Tresca stresses and the stress intensity factors were calculated by using ABAQUS code, which were applied to the analysis of tunnel model test results. The numerical results generally agree with the model test results, and the mode II stress intensity factors calculated by ABAQUS code can well explain the model test results. It can be seen that for tunnels with a radial crack emanating from three points on tunnel edge, i.e., the middle point between tunnel spandrel and its top with a dip angle $45^{\circ}$, the tunnel foot with a dip angle $127^{\circ}$, and the tunnel spandrel with $135^{\circ}$ with tunnel wall, the tunnel model strength is about a half of the regular tunnel model strength, and the corresponding tunnel stability decreases largely.
Systematic research has been conducted by KAERI to develop a supercritical carbon dioxide Brayton cycle energy conversion system coupled with a sodium cooled fast reactor. For the development of the supercritical $CO_2$ Brayton cycle ECS, KAERI researched four major fields, separately. For the system development, computer codes were developed to design and analyze the supercritical $CO_2$ Brayton cycle ECS coupled with the KALIMER-600. Computer codes were developed to design and analyze the performance of the major components such as the turbomachinery and the high compactness PCHE heat exchanger. Three dimensional flow analysis was conducted to evaluate their performance. A new configuration for a PCHE heat exchanger was developed by using flow analysis, which showed a very small pressure loss compared with a previous PCHE while maintaining its heat transfer rate. Transient characteristics for the supercritical $CO_2$ Brayton cycle coupled with KALIMER-600 were also analyzed using the developed computer codes. A Na-$CO_2$ pressure boundary failure accident was analyzed with a computer code that included a developed model for the Na-$CO_2$ chemical reaction phenomena. The MMS-LMR code was developed to analyze the system transient and control logic. On the basis of the code, the system behavior was analyzed when a turbine load was changed. This paper contains the current research overview of the supercritical $CO_2$ Brayton cycle coupled to the KALIMER-600 as an alternative energy conversion system.
클라우드 스토리지 시스템은 데이터의 저장과 관리를 위해서 분산 파일시스템을 사용한다. 기존 분산 파일시스템은 데이터 디스크의 손실 발생시 이를 복구하기 위해서 3개의 복제본을 만든다. 그러나 데이터 복제 기법은 저장공간을 원본 파일의 복제 횟수만큼 필요로하고 복제과정에서 입출력 발생이 증가하는 문제가 있다. 본 논문에서는 SSD 기반 클라우드 스토리지 시스템에서 저장공간 효율성 향상과 입출력 성능 향상을 위하여 Erasure Codes를 이용한 데이터 복제 기법을 제안한다. 특히, 데이터 접근 빈도에 따라 복제 횟수를 줄이더라도 Erasure Codes를 사용하여 데이터 복구 성능을 동일하게 유지하였다. 실험 결과 제안한 기법이 HDFS 보다 저장공간 효율성은 최대 약40% 향상되었으며, 읽기성능은 약11%, 쓰기성능은 약10% 향상됨을 확인하였다.
월성 원자력발전소 2,3,4 호기의 보조건물 주요 지역에서 냉각재 다량상h7사고 (large LOCA) 후의 방사선장을 평가하였다. 핵분열 생성물의 총량은 ORIGEN2 코드를 사용하여 계산하였고 선원항은 2중고장 시나리오, 즉 LOCA 사고후 비상노심냉각 (ECC) 계통의 고장이 결부된 사고시의 방사능 방출에 근거하였다. 원자로건물, 보조건물 및 ECC 계통의 구조모형을 QAD-CG 모델에 포함하여 계산하였다. 사고시점부터 90일 경과시까지 시간대 별로 선량율과 누적선량을 계산하였다. 결과적으로, 연속출입이 요구되는 중요지역에서의 방사선장은 충분히 낮은 것으로 평가되었다. 그러나, 일부구역에서는 제한적인 출입을 허용할 정도로 상대적으로 높은 방사선장을 나타내었다.
현행 기준식에서는 철근콘크리트 보의 취성적 전단 파괴를 방지하기 위하여 전단보강철근이 항복한 이후에 복부 콘크리트가 압축파괴하도록 최대전단철근비에 대한 제한을 두고 있다. 최대전단철근비에 대한 제한은 각 기준식마다 매우 상이하다. ACI 318-05, CSA-04 와 EC2-02기준에서는 최대전단철근비가 콘크리트의 압축강도에 따라서 변화하지만, 일본기준식은 압축강도와 무관하게 일정한 값이다. 고강도콘크리트가 사용될 경우에 CSA-04와 EC2-02기준에서 요구하는 최대전단철근비는 ACI 318-05의 두 배 이상으로 기준식마다 상이하게 최대전단철근비를 제한하고 있다. 이 연구에서는 10개의 철근콘크리트 보 실험을 통하여 최대철근비가 미치는 보의 거동 및 내력을 평가하였다. 실험 결과에 의하면 ACI 318-05에서 요구하는 철근비보다 많은 전단보강철근이 배근된 보에서도 전단보강철근이 항복한 이후에 콘크리트가 압축파괴하였다.
철근과 콘크리트의 부착성능에 영향을 미치는 인자들을 평가하기 위하여 부착실험을 수행하였다. 주요변수로는 콘크리트의 압축강도($f_c$'=340, 460, 650, $904kg/cm^2$), 콘크리트의 피복두께(25, 38, 51, 105, 110mm), 철근의 직경(D13, D22)으로 하였으며 구속철근의 효과와 철근간격은 고려하지 않았다. 철근이 일축인장력을 받을 때 철근의 전 부착길이에 걸쳐 응력이 일정하다는 가정하에 32개의 실험체를 제작, 실험하였다. 각 실험체별로 파괴모드를 고찰하였고, 부착응력.변위관계를 통하여 변수의 영향을 평가하였으며, 실험결과에 다른 최대부착응력을 ACI 규준의 상한선($700kg/cm^2$)을 초과하여도 부착응력 및 최대 부착응력이 증가하는 것으로 나타나 콘크리트 압축강도 상한선을 초과하는 경우 정착길이 산정시 압축강도 증가에 따른 영향을 고려하여야 하는 것으로 나타났다.
이 연구에서는 순환굵은골재를 사용하여 31~38 MPa 범주의 압축강도를 갖는 콘크리트의 보의 휨강도 실험연구를 수행하였다. 천연굵은골재에 대한 순환굵은골재의 치환률과 철근비를 실험변수로 고려하였다. 순환굵은골재의 치환률로써 0, 30, 50 및 100%를 고려하였으며, 주철근의 철근비로써 0.50, 0.79 및 1.14%를 고려하였다. 4점 하중재하 시험방법을 통하여 순환골재 콘크리트 보의 균열 및 파괴거동, 하중-처짐 관계 특성을 파악하였다. 천연굵은골재 보와 순환굵은골재 보의 휨균열 형상은 거의 유사하며, 전반적으로 순환굵은골재 보의 균열간격이 천연굵은골재 보의 균열간격보다 작다. 순환골재치환률에 따른 균열폭 크기는 뚜렷한 차이를 나타내지 않는다. 또한, 설계기준에 의한 예측식을 이용하여 실험 부재의 휨강도를 산정하였다.현행 설계기준에 의한 순환골재 콘크리트 보의 휨강도 예측결과는 실제의 휨강도를 과소평가하여 보수적인 설계를 제공하는 것으로 나타난다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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