• 터널과지하공간
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• 제7권1호
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• pp.13-19
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• 1997

It is necessary to study on thermo-hydro-mechanical effect at rock mass performing project such as radiowaste disposal in deep rock mass. In this study, thermo-hydro-mechanical coupling analysis which is considered interaction and the variation of rock properties induced by temperature increase was performed for the circular shaft when appling temperature of 20$0^{\circ}C$ at the shaft wall. The shaft is diameter of 2 m and under hydrostatic stress of 5 MPa. In the cases, thermal expansion by temperature increase progress from the wall to outward and thermal expansion could induce tensile stress over the tensile strength of rock mass at the wall. When rock properties were given as a function of temperature, thermal expansion increased, tensile stress zone expanded. Lately, water flow is activated by increase of permeability and decrease of viscosity.

• 터널과지하공간
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• 제16권3호
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• pp.241-250
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• 2006

LNG지하저장 핵심기술 중 하나인 ice ring 형성을 열-수리 역학 해석을 통해 분석하였다. ice ring은 극저온물질의 누출에 대한 이차방벽 역할과 지하수의 저장공동 침투에 대한 일차방벽역할을 수행한다. 따라서 ice ring의 두께와 위치는 콘크리트와 PU foam 및 멤브레인으로 구성된 일차방호재의 무결성 유지에 있어서 핵심인자가 된다. 수치해석을 통해 이러한 ice ring의 위치와 두께를 추정하였으며 온도와 지하수위 결과를 계측치와 비교하였다. 수치해석결과는 PU foam 열전도도의 온도의존성과 지하수의 상변화를 고려한 경우 파일럿 공동에서 측정한 계측치와 잘 일치하였다. 본 논문에서 제시한 수치해석 기법은 실규모 저장시설의 설계에 있어서 ice ring 형성을 모델링하는 데에 바로 사용될 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국지반공학회논문집
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• 제29권8호
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• pp.65-73
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• 2013

지중 열교환 시스템은 지속적인 에너지 효율의 개선으로 공간 냉난방을 위한 친환경적 에너지 기술로 주목받고 있다. 지중에 매설된 파이프는 내부 유체 순환을 통하여 인접한 지반과 열적 상호작용으로부터 직접적인 열에너지 교환을 수행한다. 하지만, 파이프의 수치모델링에서 열-수리가 연관된 난류해석과 파이프의 긴 세장비에 의한 메쉬사이즈의 부적합성은 열교환 시스템의 적절한 수치해석을 어렵게 하고 있다. 본 논문에서는 파이프 내부 유체흐름에 대한 에너지 보존의 법칙을 적용하여 지배방정식을 유도하였으며, Galerkin수식화와 시간적분을 통하여 열-수리 연동일차원 파이프 요소를 개발하였다. 그리고 제안된 파이프 요소를 기 개발된 다공질 재료를 위한 열-수리-역학(Thermo-Hydro-Mechanical) 해석을 위한 유한요소 프로그램과 결합하였다. 개발된 요소를 이용한 수치해석 결과는 열응답 시험(Thermal Response Test) 결과로부터 주위지반의 유효 열전도도를 평가하기 위하여 사용하는 선형 열원 모델이 인접 파이프간의 열적상호작용과 파이프의 단부효과에 의하여 지반의 열전도도를 과다 평가하는 것으로 보여주었다. 따라서 열응답 시험 해석 결과에 대한 역해석을 적용하여 최적의 수렴성을 보여주는 변환행렬을 제시하였다.

• 터널과지하공간
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• 제9권1호
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• pp.1-11
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• 1999

열-수리-역학적 상호작용을 해석하기 위한 유한요소 코드가 개발되었다. 이 코드는 Noorishad(1984)에 의해 제시된 유한요소 수식화에 기초하였으며, 절리 거동은 Goodman 의 절리 구성 모델로 모사되었다. 개발된 코드가 각각 절리가 있거나 없는 두가지 종류의 수갱 모델에 대한 T-H-M 상호작용 해석에 적용되었다. 절 리가 없는 모델에 대해서, 수갱벽면으로부터 바깥 방향으로 온도 증가가 뚜렷이 나타났다. 절 리가 있는 모델에 대해서, 절리의 닫힘이 열팽창에 의해 생겼으며, 물이 암석기질보다 낮은 열 전도도와 높은 비열용량을 보이기 때문에 절리를 따라 온도 분포가 상대적으로 낮게 나타났다. 또한 절리 내에서의 열 유동의 영향이 암반내에서의 수리유동의 영향보다 더 크다고 결론내릴 수 있다.

• 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.

• 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.

• 터널과지하공간
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• 제34권2호
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• pp.127-142
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• 2024

수치해석 기법의 강건성은 다양한 모델링 조건에서 계산 성능이 유지되는 것을 의미하며, 새로운 해석기법 또는 수치코드는 벤치마크 테스트를 통해 강건성이 평가될 필요가 있다. TOUGH-FLAC 모델링 기법은 국내외적으로 이산화탄소 지중저장, 사용후핵연료 지층처분, 지열 개발 등 다양한 분야에 적용되었으며, 실험 계측자료, 다른 수치코드들과의 결과 비교를 통해 모델링 유효성이 분석되었다. 본 연구에서는 해석해를 갖는 열-수리-역학적 복합거동 문제를 토대로 TOUGH-FLAC 기법의 벤치마크 테스트를 수행하였다. 적용된 해석해는 완전히 포화된 지반에 점열원 작용 시 주변매질의 온도, 간극수압, 역학적 거동과 관계되며, 해석해와 수치모사 결과를 비교하여 TOUGH-FLAC 기법의 강건성이 평가되었다. 또한, 열-수리-역학 해석의 연계항, 유체 상변화, 시간증분이 복합거동 계산에 미치는 영향을 조사하였다.

• 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.

• 한국세라믹학회지
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• 제23권3호
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• pp.15-20
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• 1986

Formation of powders and electromechanical coupling factor of $Pb(Mn_{1/3} Sb_{2/3})_{0.08} Ti_{0.495}Zr_{0.425}O_3$ by hydro-thermal synthesis are described. The hydrothermal reactions each were accomplished at 12$0^{\circ}C$~25$0^{\circ}C$ for 5hours and sintering was accomplished at 1, .20$0^{\circ}C$ for 1hours. The PZT powders by hydrothermal synthesis were formed above 16$0^{\circ}C$ and the forms were cubic types. The ratio of grain size of sintered sample to powder was slowly decreased with the rising of hydrothermal reactino temperature but decreased rapidly above 22$0^{\circ}C$ Sintering density was decreased with the rising of hydrothermal reaction temperature above 16$0^{\circ}C$ but dielectric constant was increased. Electromechanical coupling factor $K_P$ was almost constant at 16$0^{\circ}C$~24$0^{\circ}C$ range and the value of $K_P$ was about 0.43-0.45.

• Geomechanics and Engineering
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• 제16권4호
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• pp.363-373
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• 2018

The evaluation of Thermo-Hydro-Mechanical (THM) coupling behavior is important for the development of underground space for various purposes. For a high-level radioactive waste repository excavated in a deep underground rock mass, the accurate prediction of the complex THM behavior is essential for the long-term safety and stability assessment. In order to develop reliable THM analysis techniques effectively, an international cooperation project, Development of Coupled models and their Validation against Experiments (DECOVALEX), was carried out. In DECOVALEX-2015 Task B2, the in situ THM experiment that was conducted at Horonobe Underground Research Laboratory(URL) by Japan Atomic Energy Agency (JAEA), was modeled by the research teams from the participating countries. In this study, a THM coupling technique that combined TOUGH2 and FLAC3D was developed and applied to the THM analysis for the in situ experiment, in which rock, buffer, backfill, sand, and heater were installed. With the assistance of an artificial neural network, the boundary conditions for the experiment could be adequately implemented in the modeling. The thermal, hydraulic, and mechanical results from the modeling were compared with the measurements from the in situ THM experiment. The predicted buffer temperature from the THM modelling was about $10^{\circ}C$ higher than measurement near by the overpack. At the other locations far from the overpack, modelling predicted slightly lower temperature than measurement. Even though the magnitude of pressure from the modeling was different from the measurements, the general trends of the variation with time were found to be similar.