• 터널과지하공간
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• 제8권3호
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• pp.184-193
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• 1998

방사성 폐기물의 안전한 처분을 위해서는 암반의 역학적, 열적, 유체 거동 뿐 아니라 암반과 물 사이의 물리 화학적 상호작용을 이해할 필요가 있다. 또한 지질구조, 지하현지응력, 습곡, 열수작용, 마그마의 관입, 판구조 등과 같은 많은 조건을 모델링하고 예측하기 위해서는 암석의 역학적, 수리적 특성을 알아야 한다. 이 연구는 심부 암반에 폐기물 처분과 관련된 암석역학적인 사항들에 대해 연구들에 기초하고 있다. 이 논문은 변하는 온도 상태에서 암반의 역학적 수리적 거동, 암반의 열-수리-역학적 상호작용 해석과 불연속 암석의 거동 특성 등을 포함한다. 역학적 특성은 Interaken 암석역학 시험 시스템으로 측정되었으며, 수리적 특성에는 순간 증압 투수계수 측정 시스템이 사용되었다. 모든 결과에서 암석 특성은 온도 변화에 민감함을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권5호
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• pp.1540-1555
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• 2021

The plate-type fuel assembly adopted in nuclear research reactor suffers from complicated effect induced by non-uniform irradiation, which might affect its stress conditions, mechanical behavior and thermal-hydraulic performance. A reliable numerical method is of great importance to reveal the complex evolution of mechanical deformation, flow redistribution and temperature field for the plate-type fuel assembly under non-uniform irradiation. This paper is the first part of a two-part study developing the numerical methodology for the thermal-fluid-structure coupling behaviors of plate-type fuel assembly under irradiation. In this paper, the thermal-fluid-structure coupling methodology has been developed for plate-type fuel assembly under non-uniform irradiation condition by exchanging thermal-hydraulic and mechanical deformation parameters between Finite Element Model (FEM) software and Computational Fluid Dynamic (CFD) software with Mesh-based parallel Code Coupling Interface (MpCCI), which has been validated with experimental results. Based on the established methodology, the effects of non-uniform irradiation and fluid were discussed, which demonstrated that the maximum mechanical deformation with irradiation was dozens of times larger than that without irradiation and the hydraulic load on fuel plates due to differential pressure played a dominant role in the mechanical deformation.

• 지질공학
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• 제11권3호
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• pp.255-267
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• 2001

지하 50m의 화강암반내 단층지역에 위치한 지하 방사성폐기물 처분장 인접지역에서의 열, 수리, 및 역학적 연성거동을 비교하고 분석하였다. 해석에는 2차원 해석코드인 UDEC을 사용하였다. 해석모델은 화강암반, 처분공내의 압축 벤토나이트로 둘러싸인 PWR 사용후 핵연료 처분용기, 및 처분동굴내에 채워진 혼합 벤토나이트를 포함한다. 수리-역학적, 열-역학적, 및 열-수리-역학적 연성거동을 비교 및 분석하였다. PWR 사용후 핵연료내의 방사성 물질로부터 나오는 시간의존 방사성 붕괴열이 처분장 및 인접지역에 미치는 영향을 분석하였다. 수리해석에는 steady state flow 알고리즘을 사용하였다.

• 터널과지하공간
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• 제21권1호
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• pp.66-81
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• 2011

암반 내 균열 생성, 진전, 파괴 등과 같은 지하 암반의 역학적 거동과 이들 균열을 통한 지하수 유동 및 온도 변화에 기인한 열응력이 역학적 거동에 미치는 상호작용을 모델링하기 위한 수치해석코드를 개발하였다. 개발된 수치해석코드에서는 기존의 2차원 FRACOD(Shen & Stephasson, 1993)에 열-역학 및 수리-역학 상호 거동을 모델링하기 위한 해석모듈을 개발하여 추가하였다. 열-역학 연계를 위해서는 가상열원법과 시간전진기법을 도입하였으며, 수리-역학 연계에서는 양해법에 의한 반복기법을 적용하였다. 수치해석결과와 해석해와의 비교를 통해 개발된 해석모듈의 유용성을 검증하고 해석사례를 통해 온도변화에 따른 열균열 발생 및 수압파쇄과정에서의 균열 진전 양상과 같은 절리암반 복합거동을 잘 표현할 수 있음을 확인하였다.

• 터널과지하공간
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• 제8권1호
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• pp.17-25
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• 1998

This paper investigates coupled thermal, mechanical and hydraulic phenomena in deep rock mass especially for underground heat storage system. Firstly, concepts of underground heat storage were presented and coupling phenomena in this area were illustrated. In order to understand the basic mechanism of thermal, hydraulic and deformation behavior in rock cavern disturbed by thermal gradient about 10$0^{\circ}C$, various numerical experiments were conducted using several codes. The study involves the behavior of fractured rock mass including rock joint. In spite of the limitation of codes modelling fully coupled effects, these codes could be applied in analysis of underground heat storage. The heat loss in rock mass, which is a major factor in heat storage, is insignificant in all results.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권12호
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• pp.3990-4002
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• 2021

CSPACE (Core meltdown, Safety and Performance Analysis CodE for nuclear power plants) for a simulation of severe accident progression in a Pressurized Water Reactor (PWR) is developed by coupling of verified system thermal hydraulic code of SPACE (Safety and Performance Analysis CodE for nuclear power plants) and core damage progression code of COMPASS (Core Meltdown Progression Accident Simulation Software). SPACE is responsible for the description of fluid state in nuclear system nodes, while COMPASS is responsible for the prediction of thermal and mechanical responses of core fuels and reactor vessel heat structures. New heat transfer models to each phase of the fluid, flow blockage, corium behavior in the lower head are added to COMPASS. Then, an interface module for the data transfer between two codes was developed to enable coupling. An implicit coupling scheme of wall heat transfer was applied to prevent fluid temperature oscillation. To validate the performance of newly developed code CSPACE, we analyzed typical severe accident scenarios for OPR1000 (Optimized Power Reactor 1000), which were initiated from large break loss of coolant accident, small break loss of coolant accident, and station black out accident. The results including thermal hydraulic behavior of RCS, core damage progression, hydrogen generation, corium behavior in the lower head, reactor vessel failure were reasonable and consistent. We demonstrate that CSPACE provides a good platform for the prediction of severe accident progression by detailed review of analysis results and a qualitative comparison with the results of previous MELCOR analysis.

• Journal of Mechanical Science and Technology
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• 제16권4호
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• pp.522-531
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• 2002

In order to study the thermal-hydraulic behavior of the cable-in-conduit-conductor (CICC), a numerical model has been developed. In the model, the high heat transfer approximation between superconducting strands and supercritical helium is adopted. The strong coupling of heat transfer at the front of normal zone generates a contact discontinuity in temperature and density. In order to obtain the converged numerical solutions, a moving mesh method is used to capture the contact discontinuity in the short front region of the normal zone. The coupled equation is solved using the finite element method with the artificial viscosity term. Details of the numerical implementation are discussed and the validation of the code is performed for comparison of the results with thse of GANDALF and QSAIT.

• 터널과지하공간
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• 제17권2호
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• pp.109-118
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• 2007

굴착손상영역(EDZ)은 굴착으로 인해 현지 암반이 역학적으로 손상을 입게 되어 응력상태, 변위상태, 암반의 안정성, 지하수의 흐름상태 등에 변화가 일어나는 영역을 의미한다. EDZ의 역학적 특성과 관련한 많은 연구들이 수행되었지만, EDZ에서의 지하수 유동 특성에 관한 연구는 아직 부족한 수준이다. 본 연구에서는 굴착으로 인한 수리-역학 상호작용(coupling)에 의해 굴착면 주변의 수리적 간극값이 변하는 영역을 수리적 굴착 thstkdduddudr이라 정의하고, 이를 3차원 분리단열망(DFN)에 적용시켜 보았다. 이를 통해 수리적 간극변화가 3차원 불연속 망에서의 전반적인 지하수 유동에 미치는 영향을 파악하였다. 또한 3차원 DFN 지하수 유동 해석 시 주로 이용되는 수두 조건과 유량 조건의 적용성을 고찰하였다. 해석 결과 수리-역학적 상호거동에 의해 발생하는 굴착면 주변의 수리적 간극변화는 터널 내부로 유입되는 유량에 큰 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 DFN 해석 시 다양한 경계조건에 따른 상이한 결과를 토대로 보다 합리적인 경계조건 설정에 대한 방향을 제시하였다. 마지막으로 실제 현장에서 수리해석을 실시한 자료를 바탕으로 수리적 간극 값의 변화를 고려할 때와 고려하지 않을 때의 유입유량 차이를 통해, 3차원 지하공동의 지하수 유동해석 시 수리적 간극 값의 변화를 고려하는 것이 보다 더 보수적인 결과를 나타내는 것을 확인하였다.

• 한국암반공학회:학술대회논문집
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• 한국암반공학회 2000년도 암반공학문제의 수치해석(Numerical Analysis in Rock Engineering Problems)
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• pp.105-115
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• 2000

방사성 폐기물지하처분이나 열수 및 축열 에너지저장, 지열에너지 개발 등과 같은 대규모 지하공간 프로젝트들이 대두됨에 따라 역학, 수리 및 열적 거동을 동시에 고려한 연구가 필요하게 되었다. 열-수리-역학 상호작용 해석은 열로 교란되고 지하수로 포화된 암반내의 거동을 열 수리, 역학 3가지 지배방정식의 결합을 통해 구현하는 상당히 복잡한 수치 해석 기법 중의 하나이다. 본 연구에서는 기존의 Biot의 압밀이론에 기초한 수식화들을 이용하여 연속체 암반의 열-수리-역학적 상호작용을 모사할 수 있는 유한요소 프로그램을 개발하였다. 개발된 프로그램의 검증을 위해 등온과 비등온 조건하의 일차원 압밀모델에 대한 해석을 실시하여 해석해와 비교하였다. 이타원 압밀에 대한 변수해석을 통하여 포아송비나 수리적 이방성과 같은 인자들이 매체 거동에 미치는 영향을 조사하였다. 앞으로 본 프로그램에 개별체 절리 모델을 통합시켜 보다 일반적인 불연속 암반의 상호작용 거동 해석에 이용할 수 있을 것이다.

• 터널과지하공간
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• 제10권3호
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• pp.355-365
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• 2000

방사성 폐기물지하처분이나 열수 및 축열 에너지저장, 지열에너지 개발 둥과 같은 대규모 지하공간 프로젝트들이 대두됨에 따라 역학, 수리 및 열적 거동을 동시에 고려한 연구가 필요하게 되었다. 열-수리-역학 상호작용 해석은 열로 교란되고 지하수로 포화된 암반내의 거동을 열, 수리, 역학 3 가지 지배방정식의 결합을 통해 구현하는 상당히 복잡한 수치 해석 기법 중의 하나이다. 본 연구에서는 기존의 Biot의 압밀이론에 기초한 수식화들을 이용하여 연속체 암반의 열-수리-역학적 상호작용을 모사할 수 있는 유한요소 프로그램을 개발하였다. 개발된 프로그램의 검증을 위해 등온과 비등온 조건하의 일차원 압밀모델에 대한 해석을 실시하여 해석해와 비교하였다. 이차원 압밀에 대한 변수해석을 통하여 포아송비나 수리적 이방성과 같은 인자들이 매체 거동에 미치는 영향을 조사하였다. 앞으로 본 프로그램에 개별체 절리 모델을 통합시켜 보다 일반적인 불연속 암반의 상호작용 거동 해석에 이용할 수 있을 것이다.