• Corrosion Science and Technology
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• 제14권1호
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• pp.12-18
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• 2015

Since the operation period of nuclear power plants has increased, the degradation of buried pipes gradually increases and recently it seems to be one of the emerging issues. Maintenance on buried pipes needs high quality of management system because outer surface of buried pipe contacts the various soils but inner surface reacts with various electrolytes of fluid. In the USA, USNRC and EPRI have tried to manage the degradation of buried pipes. However, there is little knowledge about the inspection procedure, test and manage program in the domestic nuclear power plants. This paper focuses on the development and build-up of real-time monitoring and control system of buried pipes. Pipes to be tested are tape-coated carbon steel pipe for primary component cooling water system, asphalt-coated cast iron pipe for fire protection system, and pre-stressed concrete cylinder pipe for sea water cooling system. A control system for cathodic protection was installed on each test pipe which has been monitored and controlled. For the calculation of protection range and optimization, computer simulation was performed using COMSOL Multiphysics (Altsoft co.).

• Journal of Welding and Joining
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• 제31권6호
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• pp.1-7
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• 2013

In nuclear power plants, lined carbon steel pipes or PCCPs (pre-stressed concrete cylinder pipes) have been widely used for sea water transport systems. However, de-bonding of linings and oxidation of PCCP could make problems in aged NPPs (nuclear power plants). Recently at several NPPs in the United States, the PCCPs or lined carbon steel pipes of the sea water or raw water system have been replaced with HDPE (high density polyethylene) pipes, which have outstanding resistance to oxidation and seismic loading. ASME B&PV Code committee developed Code Case N-755, which describes rules for the construction of buried Safety Class 3 polyethylene pressure piping systems. Although US NRC permitted HDPE materials for Class 3 buried piping, their permission was limited to only 10-year operation because of several concerns including the quality of fusion zone of HDPE. In this study, various requirements for fusion qualification test of HDPE and some regulatory issues raised during HDPE application review in foreign NPPs are introduced.

• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 2000년도 가을 학술발표회 논문집(II)
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• pp.873-878
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• 2000

Tension stiffening effects of reinforced concrete member with large diameter bar, mainly used at reactor building of nuclear power plant, are studied by uniaxial structural tests. Bond length and stress of steel bar, size of steel bar, and compressive strength of concrete are evaluated to tension stiffening by uniaxial tests. Problems and solution during the uniaxial test are suggested. The prevent splitting cracks, concrete cover-to-bar diameter ratio $c/d_{b}$ is kept 2.6~2.8. Because the bond length is increased as the size of steel bar, the specimen length of the D35 steel bar is required at least 2.0 m. The specimen length must be decided with bond length as well as concrete cover-to-bar diameter ratio to prevent splitting crack.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3677-3691
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• 2023

Since containment building is the major shielding structure to ensure safety of nuclear power plant, the structural behavior and ultimate pressure capacity of containments must be studied in depth. This paper addresses ambiguous issue of determining free-field position for liner failure by suggesting an expanded free-field region and comparing internal pressure capacities obtained by test data, conservative assumption and suggested free-field region. For this purpose, a practical approach to determine the free-field position for the evaluation of liner tearing is carried out. The maximum principal strain histories versus internal pressure capacities among different free-field positions at various azimuths and elevations are compared with those at the equipment hatch as a conservative assumption. The comparison shows that there are considerable differences in the internal pressure capacity at liner failure within the expanded free-field region compared to the vicinity of the equipment hatch. Additionally, this study proposes an approximate correlation with conservative factors by considering the expanded free-field ranges and material characteristics to determine realistic failure criteria for liner. The applicability of the proposed correlation is demonstrated by comparing the internal pressure capacities of full-scale containment buildings following liner failure criteria according to RG 1.216 and an approximate correlation.

• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 1998년도 봄 학술발표회논문집(II)
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• pp.725-730
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• 1998

In the nuclear power plant, steel or polymer liner plates are adopted to prohibit inner concrete surface contacting with gas or liquid materials. If there is an accident, the plate will be damaged, and concrete shall have final responsibility to safety requirements. In this paper, an experimental research was carried out to investigate the effects of construction joint and wet and loading condition on the permeability of concrete. The test results showed that leakage rate is decreased much more at the following cases than the others : (a)wet condition, (b)without a construction joint case, and (c)case subjected to external loads. It was noted that more reinforcement is required at the latter case.

• 디자인학연구
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• 제17권4호
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• pp.233-240
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• 2004

과학기술이 발달한 현대에 살고 있는 우리는 모두 ‘에너지’로 인해 편리한 생활을 영위하고 있다. 우리나라는 자원빈국으로 에너지원의 대부분을 해외에서 수입하고 있는 실정이며 계속되는 경제 성장과 국민 생활수준의 향상으로 에너지 소비는 더욱 증가하는 추세이다. 원자력은 우리나라처럼 에너지 부존자원이 빈약하고 에너지 수입 의존도가 높은 나라에서는 필수적인 에너지 자립형 대체에너지라고 한다. 하지만 원자력 발전이 위험 시설이라는 부정적인 인식과 방사능 처리 시설에 대한 불신 문제가 이슈화되면서 원자력 발전에 대한 대국민 교육, 홍보가 절실히 요구되고 있다. 이러한 문제를 환경 색채계획의 관점인 친인간, 친환경 색채계획을 목표로 접근하였으며 이를 통해 원자력에 대한 부정적 이미지를 최소화하고 친근하고 자연스러운 이미지를 부각시키며 대 국민 신뢰성 향상 및 청정 이미지 구축이 본 연구의 목표이다. 이를 위하여 일본의 원자력 발전소와 국내 발전소의 사례를 조사, 분석하고 발전소가 건설될 대상지를 방문하여 자연환경, 현황분석을 통하여 구체적인 색을 추출하였으며 지역 주민의 참여를 유도하고자 선물조사를 실시하여 색채계획에 반영하였다. 원자력 발전소의 환경 친화적 이미지구현을 통해 발전소의 안정성 및 친근한 발전소 이미지를 구축하며 원자력 발전에 대한 일반 국민들의 부정적인 인식을 계도하는데 적극적인 홍보 전략 및 수단으로 외관 환경색채계획을 시도하며 이를 통해 원전의 새로운 이미지 창출에 기여할 것으로 기대된다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제14권9호
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• pp.4602-4609
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• 2013

온도차가 극심한 하절기와 동절기 콘크리트 타설의 경우 각종 균열의 발생, 콘크리트 품질불량, 내구성 및 강도저하 등 다양한 문제를 야기 시키고 있다. 특히 원전콘크리트의 경우 대량의 타설로 인한 4계절 연속시공이 이루어져 서중환경에서 콘크리트 품질관리에 많은 문제점이 발생되고 있는 실정이다. 이에 본 연구에서는 서중환경에서 많이 사용되어지는 프리쿨링 공법 중 배합수 냉각방법과 지연제 사용이 원전콘크리트의 특성에 미치는 영향을 검토하였다. 배합수 냉각방법은 냉수 $5^{\circ}C$와 Ice Flake 50% 치환사용 하였으며, 지연제 사용에 따른 원전콘크리트의 굳지 않은 콘크리트 및 경화 후 콘크리트의 특성을 검토하였다. 굳지 않은 콘크리트 특성으로는 슬럼프, 공기량, 응결시간 및 경화 후 압축강도를 측정하였으며, 단열거푸집을 제작하여 손실되는 열을 최소화시켜 각 온도조건하에서 수화열을 측정하였다. 실험결과, 슬럼프 및 공기량 경시변화 종료시간은 $20^{\circ}C$에서 120분, $40^{\circ}C$에서 40분으로 나타났으며, 관입 저항에 의한 응결시간은 배합수 냉각방법 및 지연제 사용 모두 초결과 종결을 지연시키는 것으로 나타났으나, 외기온도가 상승할수록 지연폭은 감소하는 것으로 나타났다. 수화열은 배합수 냉각방법 모두 최고온도의 저감과 도달시간을 지연시키는 것으로 나타났으나, 지연제 사용의 경우 최고온도 저감효과는 없는 것으로 나타났다. 또한 재령별 압축강도의 경우 3일, 7일의 초기재령에서 Plain과 비교하여 낮은 강도 값을 나타내었으나, 재령 28일에서는 설계기준강도를 모두 만족시키는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제37권5호
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• pp.491-502
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• 2005

Reliable human performance is a prerequisite in securing the safety of complicated process systems such as nuclear power plants. However, the amount of available knowledge that can explain why operators deviate from an expected performance level is so small because of the infrequency of real accidents. Therefore, in this study, a database that contains a set of useful information extracted from simulated emergencies was developed in order to provide important clues for understanding the change of operators' performance under stressful conditions (i.e., real accidents). The database was developed under Microsoft Windows TM environment using Microsoft Access $97^{TM}$ and Microsoft Visual Basic $6.0^{TM}$. In the database, operators' performance data obtained from the analysis of over 100 audio-visual records for simulated emergencies were stored using twenty kinds of distinctive data fields. A total of ten kinds of operators' performance data are available from the developed database. Although it is still difficult to predict operators' performance under stressful conditions based on the results of simulated emergencies, simulation studies remain the most feasible way to scrutinize performance. Accordingly, it is expected that the performance data of this study will provide a concrete foundation for understanding the change of operators' performance in emergency situations.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2호
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• pp.217-225
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• 2020

해체 원전에서 총 폐기물의 약 70~80%에 해당하는 많은 양의 콘크리트 폐기물은 해체 폐기물의 대부분을 차지한다. 해체 시 발생된 콘크리트 폐기물은 핵종별 농도에 따라 규제해제 폐기물과 방사성폐기물로 정의할 수 있다. 따라서, 방사성 콘크리트 폐기물의 처분 비용을 저감하기 위하여 자체 처분 및 제한적 재활용을 위한 제염 작업의 수행이 중요하다. 그러므로 콘크리트 폐기물의 효율적인 제염 작업을 위해 내부 방사능 분포를 예측하는 것이 필수적이다. 본 연구는 원전 해체 시, 발생되는 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위하여 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법의 성능을 비교하였다. 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법으로 단순 역투사(SBP), 필터 후 역투사(FBP), 최대우도 기댓값 최대화 방법(MLEM), 그리고 기존의 MLEM의 시스템 반응 함수에 에너지 정보가 결합되어 확률적으로 계산하는 최대우도 기댓값 최대화 방법(E-MLEM)이 사용되었다. 재구성된 영상을 획득한 후, 정량적인 분석 방법을 이용하여 재구성된 영상의 성능을 정량적으로 비교 및 평가하였다. MLEM 및 E-MLEM 영상 재구성 방법은 각각 재구성된 영상에서 높은 이미지 분해능과 신호 대 잡음비를 유지하는 데 있어 가장 좋은 성능을 보여주었다. 본 연구에서 도출된 결과들은 원자력 시설 해체 시 방사성 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위한 수단으로 컴프턴 영상을 사용할 수 있는 가능성을 보여주었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권1호
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• pp.103-111
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• 2020

콘크리트 구조물 절단에 사용되고 있는 다이아몬드 와이어 쏘가 장착된 당김형 절단 장치의 단점을 개선하여 밀기형 절단장치를 개발하였다. 개발된 밀기형 절단장치에는 먼지 집진 커버가 부착되며 마찰열을 냉각하기 위한 건식이나 습식방법을 선택할 수 있다. 개발된 절단장치의 동작특성과 집진 먼지의 누설률 측정을 실험하였다. 시험결과 원활한 동작특성을 보였으며, 먼지의 누설률은 1.7%인 것으로 나타났다. 개발된 절단장비를 사용하여 생물학적 차폐 콘크리트 절단 시 작업자의 내부 피폭선량을 평가하였다. 보수적 평가를 위해 노심 중심부분을 절단하는 경우를 가정하였다. 비방사능이 99.5 Bq·g^-1인 누설 먼지로 인해 반면마스크를 착용한 작업자의 예탁유효선량은 0.25 mSv로 평가되었다. 개발된 밀기형 절단장비 사용 시 미량의 먼지 누설률로 인해 작업자의 방사선 피폭이 저감되며, 사용의 편리성으로 세부 절단 계획을 수립할 수 있어 방사성 콘크리트 폐기물 감량에도 기여할 수 있다. 따라서 원전의 방사화된 생물학적 차폐 콘크리트를 비롯하여 철근 콘크리트 구조물 해체 작업 시 절단 장비로서 사용될 수 있을 것이다.