• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제6권2호
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• pp.115-122
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• 2018

본 논문에서는 원자력발전소 해체 시 다량으로 발생하는 폐기물에 대한 최종 처분량을 줄이기 위한 방안으로 콘크리트 폐기물을 재활용하는 방안에 대해 기존 문헌의 실험 결과를 토대로 비교 및 분석을 수행하였다. 콘크리트 폐기물을 재활용하는 방안 중 순환 골재로 활용할 경우, 혼입률에 따라 콘크리트 강도가 최대 30~40% 정도 감소하는 것으로 나타났다. 다만, 순환 골재의 품질 관리가 양호할 경우 재활용 콘크리트를 구조용 재료로서 사용하는 데 큰 문제가 없는 것으로 판단된다. 재생 시멘트로 활용할 경우, 재생 시멘트의 혼입률이 증가할수록 콘크리트 또는 모르타르의 강도가 급격히 감소하는 것으로 나타났다. 따라서 재생 시멘트로 활용할 경우 구조용보다 대형 방사성 폐기물 최종 처분 시 충전용으로 활용할 수 있을 것으로 판단된다. 본 논문은 향후, 고리 1호기 등 원자력발전소 해체 시 처분 물량 및 해체 비용 절감 등을 위한 방안 마련에 유용할 것으로 기대된다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제22권3호
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• pp.38-45
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• 2018

건설해체공사와 유사한 특성을 갖는 원전 제염해체공사에서 구조적 리스크 관리는 매우 중요하다(DOE). 하지만 제염해체작업 중 발생할 수 있는 구조적 재난재해 및 위험요소는 크게 고려하지 않고 있다. 이로 인해, 구조적 재난 및 재해에 의해 발생할 수 있는 작업자 리스크 역시 체계적으로 정립되어 있지 않다. 또한, 재난 및 재해 그리고 리스크 분류체계는 작업의 특성(작업프로세스, 활용장비, 작업 위치 등)별로 분류되어 있지 않아 실제 해체공사를 위한 매뉴얼로 활용하기에 무리가 있다. 따라서 차폐 콘크리트 구조물 제염해체공사의 건설해체공사와의 유사성을 기반으로 작업의 특성별로 분류한 리스크를 도출하는 것은 원자력 발전소 해체공사 리스크 관리에 필수적으로 판단한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.531-541
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• 2023

The Wolsong Nuclear Power Plant (NPP) operates an on-site spent fuel dry storage facility using concrete silo and vertical module systems. This facility must be safely maintained until the spent nuclear fuel (SNF) is transferred to an external interim or final disposal facility, aligning with national policies on spent nuclear fuel management. The concrete silo system, operational since 1992, requires an aging management review for its long-term operation and potential license renewal. This involves comparing aging management programs of different dry storage systems against the U.S. NRC's guidelines for license renewal of spent nuclear fuel dry storage facilities and the U.S. DOE's program for long-term storage. Based on this comparison, a specific aging management program for the silo system was developed. Furthermore, the facility's current practices-periodic checks of surface dose rate, contamination, weld integrity, leakage, surface and groundwater, cumulative dose, and concrete structure-were evaluated for their suitability in managing the silo system's aging. Based on this review, several improvements were proposed.

• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제5권1호
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• pp.45-52
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• 2017

이 연구에서는 고로슬래그 다량 치환 콘크리트의 원전 콘크리트 적용을 위하여 기존 원전 콘크리트와의 내구성능 비교 및 분석을 수행하였다. 연구결과에 따르면 고로슬래그를 50% 치환한 콘크리트의 압축강도는 초기강도는 기존 원전 콘크리트보다 낮지만, 우수한 장기강도를 나타내었다. 반면, 기존 원전 콘크리트의 초기강도는 높았지만, 장기강도 발현율이 낮게 나타났다. 내구성능의 평가결과, 고로슬래그를 50% 치환한 콘크리트의 내구성능은 모든 평가항목에서 플라이애시 20% 치환 콘크리트와 비교하여 동등이상의 성능을 나타내었다. 특히. 저강도에서의 고로슬래그 50% 치환한 콘크리트는 염해 저항성과 탄산화 저항성, 동결융해 저항성의 향상효과가 뚜렷하게 나타났다. 반면, 감마선 조사에 따른 콘크리트 압축강도와 화학성분의 변화는 미미하게 나타났다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제10권1호
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• pp.63-74
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• 2006

원전 구조물 및 주요기기의 지진 안전성 평가에서는 내진성능을 정량화하는 방법으로 취약도 분석이 사용되고 있다. 지진취약도 분석은 격납건물의 설계 시 반영된 보수성을 배제한 실질적인 내진성능을 평가하는 것으로 이러한 보수성을 성능 및 응답에 관련된 확률론적 변수로 고려하여 평가하게 된다. 본 연구에서는 비선형 지진 해석으로부터 얻은 구조물의 변위응답을 기초로 한 지진취약도 분석 방법을 제시하였다. 또한 원전부지에서 선정된 발생가능한 근거리지진, 원거리지진, 설계지진 및 확률론적 시나리오지진을 시나리오지진으로 선정하고 이들 지진동에 대한 비선형 지진해석을 통하여 한국 표준형 원전 격납건물의 지진취약도를 평가하였다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제25권3호
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• pp.93-102
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• 2021

The dynamic characterization of a three-story auxiliary building in a nuclear power plant (NPP) constructed with a monolithic reinforced concrete shear wall is investigated in this study. The shear wall is subjected to a joint-research, round-robin analysis organized by the Korea Atomic Energy Research Institute, South Korea, to predict seismic responses of that auxiliary building in NPP through a shake table test. Five different intensity measures of the base excitation are applied to the shaking table test to get the acceleration responses from the different building locations for one horizontal direction (front-back). Simultaneously to understand the global damage scenario of the structure, a frequency search test is conducted after each excitation. The primary motivation of this study is to develop a nonlinear numerical model considering the multi-layered shell element and compare it with the test result to validate through the modal parameter identification and floor responses. In addition, the acceleration amplification factor is evaluated to judge the dynamic behavior of the shear wall with the existing standard, thus providing theoretical support for engineering practice.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권12호
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• pp.2836-2846
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• 2020

During severe nuclear power plant (NPP) accidents, a H₂/CO mixture can be generated in the reactor pressure vessel by core degradation and in the containment as well by molten corium-concrete interaction. In spite of its importance, a state-of-the-art methodology predicting H₂/CO combustion risk relies predominantly on empirical correlations. It is therefore necessary to develop a proper methodology for flammability evaluation of H₂/CO mixtures at ex-vessel phases characterized by three factors: CO concentration, high temperature, and diluents. The developed methodology adopted Le Chatelier's law and a calculated non-adiabatic flame temperature model. The methodology allows the consideration of the individual effect of the heat transfer characteristics of hydrogen and carbon monoxide on low flammability limit prediction. The accuracy of the developed model was verified using experimental data relevant to ex-vessel phase conditions. With the developed model, the prediction accuracy was improved substantially such that the maximum relative prediction error was approximately 25% while the existing methodology showed a 76% error. The developed methodology is expected to be applicable for flammability evaluation in chemical as well as NPP industries.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권10호
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• pp.3745-3765
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• 2022

The concrete structures related to nuclear safety are threatened by accidental impact loadings, mainly including the low-velocity drop-weight impact (e.g., spent fuel cask and assembly, etc. with the velocity less than 20 m/s) and high-speed projectile impact (e.g., steel pipe, valve, turbine bucket, etc. with the velocity higher than 20 m/s), while the existing studies are still limited in the impact resistant design of nuclear power plant (NPP), especially the primary RC slab. This paper aims to propose the numerical simulation and theoretical approaches to assist the impact-resistant design of RC slab in NPP. Firstly, the continuous surface cap (CSC) model parameters for concrete with the compressive strength of 20-70 MPa are fully calibrated and verified, and the refined numerical simulation approach is proposed. Secondly, the two-degree freedom (TDOF) model with considering the mutual effect of flexural and shear resistance of RC slab are developed. Furthermore, based on the low-velocity drop hammer tests and high-speed soft/hard projectile impact tests on RC slabs, the adopted numerical simulation and TDOF model approaches are fully validated by the flexural and punching shear damage, deflection, and impact force time-histories of RC slabs. Finally, as for the two low-velocity impact scenarios, the design procedure of RC slab based on TDOF model is validated and recommended. Meanwhile, as for the four actual high-speed impact scenarios, the impact-resistant design specification in Chinese code NB/T 20012-2019 is evaluated, the over conservation of which is found, and the proposed numerical approach is recommended. The present work could beneficially guide the impact-resistant design and safety assessment of NPPs against the accidental impact loadings.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2489-2497
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• 2023

Co and Eu impurities in the SSCs are nuclides that dominantly influence the neutron-induced radioactive inventory in metal and concrete radwastes (radioactive wastes) during NPP decommission. The impurity concentrations provided by NUREG/CR-3474 were used for the practical range of Co and Eu impurity concentrations to be applied to the code calculations. Metal structures near the core were evaluated to be ILW (intermediate-level waste) for the whole range of Co impurity concentration, so the boundary line between ILW and LLW (low-level waste) has no change for the whole concentration range provided by NUREG/CR-3474. Also, the boundary line between VLLW (very low-level waste) and CW (clearance waste) in the concrete shield could alter a little depending on the Eu impurity concentration within the range provided by NUREG/CR-3474. From this work, it is found that the concentration of material impurities of SSCs gives no critical impact on determining radwaste levels.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제30권1호
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• pp.55-61
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• 2017

최근 콘크리트 궤도 슬래브 하면과 교량 바닥판 사이에 저마찰 슬라이드층을 형성하는 궤도 시스템인 슬라이딩 궤도와 관련된 연구가 활발히 진행되고 있다. 본 연구에서는 슬라이딩 궤도에서 열차 주행에 따른 횡방향 하중을 저항하기 위해 설치되는 횡방향 지지 콘크리트 블록의 전단 내하력에 대한 연구를 수행하였다. 횡방향 지지 콘크리트 블록의 전단 내하력 산정을 위해 타설경계면에서의 콘크리트 마찰 및 철근의 다월 거동을 고려한 산정 기법을 개발하다. 제안된 산정 기법은 기존의 실험에서 측정된 전단 내하력을 13~23% 정도 보수적으로 예측하는 것으로 나타났다. 이는 균열면 골재 맞물림 효과를 무시한 것에 따른 것으로, 현장에서의 타설경계면 상태가 불확실한 것을 고려할 때 횡방향 지지 콘크리트 블록에 대한 안전측 설계를 위해 제안된 산정 기법이 합리적인 것으로 판단된다. 제안된 전단 내하력 산정 기법을 토대로 횡방향 지지 콘크리트 블록에 대한 설계 방안을 마련하였다.