• 제목/요약/키워드: Nuclear Power Plant Construction

검색결과 326건 처리시간 0.032초

Shaking table tests on seismic response of backdrop metal ceilings

  • Zhou, Tie G.;Wei, Shuai S.;Zhao, Xiang;Ma, Le W.;Yuan, Yi M.;Luo, Zheng
    • Steel and Composite Structures
    • /
    • 제32권6호
    • /
    • pp.807-819
    • /
    • 2019
  • In recent earthquakes, the failure of ceiling systems has been one of the most widely reported damage and the major cause of functionality interruption in some buildings. In an effort to mitigate this damage, some scholars have studied a series of ceiling systems including plaster ceilings and mineral wool ceilings. But few studies have involved the backdrop metal ceiling used in some important constructions with higher rigidity and frequency such as the main control area of nuclear power plants. Therefore, in order to evaluate its seismic performance, a full-scale backdrop metal ceiling system, including steel runners and metal panels, was designed, fabricated and installed in a steel frame in this study. And the backdrop metal ceiling system with two perimeter attachments variants was tested: (i) the ends of the runners were connected with the angle steel to form an effective lateral constraint around the backdrop metal ceiling, (ii) the perimeter attachments of the main runner were retained, but the perimeter attachments of the cross runner were removed. In the experiments, different damage of the backdrop metal ceiling system was observed in detail under various earthquakes. Results showed that the backdrop metal ceiling had good integrity and excellent seismic performance. And the perimeter attachments of the cross runner had an adverse effect on the seismic performance of the backdrop metal ceiling under earthquakes. Meanwhile, a series of seismic construction measures and several suggestions that need to be paid attention were proposed in the text so that the backdrop metal ceiling can be better applied in the main control area of nuclear power plants and other important engineering projects.

위성영상 및 항공사진을 이용한 해안선 변화 모니터링 : 울진군 죽변면 연안을 대상으로 (Monitoring of Shoreline Change using Satellite Imagery and Aerial Photograph : For the Jukbyeon, Uljin)

  • 엄진아;최종국;유주형;원중선
    • 대한원격탐사학회지
    • /
    • 제26권5호
    • /
    • pp.571-580
    • /
    • 2010
  • 해수면과 육지가 접하는 해안선은 자연적인 물론 연안개발 등 인위적인 활동에 따른 침식 및 퇴적에 의하여 끊임없이 변화한다. 해안선 변화는 해안환경의 파괴뿐만 아니라 연안구조물을 위협하며, 따라서 효율적인 연안관리를 위하여 해안선 변화의 장기적이고 시계열적인 모니터링이 필요하다. 이 연구에서는 1971년부터 2009년까지의 항공사진, 항공라이다 및 고해상도 광학위성영상을 이용하여 경상북도 울진군 지역의 해안선 변화를 관측하였다. 해안선 변화를 관측하기 위하여 위성영상 및 항공사진을 정밀 기하보정을 실시하였으며, 젖은 모래 마른 모래 및 해수의 스펙트럼을 측정하고 이를 이용하여 해안선을 추출하였다. 연구 결과, 원자력 발전소 방파제 설치 이후 방파제 주변으로 해안선 형태가 변화한 것을 알 수 있었다. 방파제 주변에서는 1971년부터 2009년까지 최대 120 m 해안선이 이동하였으며, 방파제 건설 전에는 약 30 m, 방파제 건설 이후 90 m 정도 해안선이 이동하였다. 한국해양연구원 동해연구소 앞 해안에서는 2003년까지는 퇴적으로 인하여 해안선이 해안쪽으로 최대 47m 이동하였지만 2003년 이후부터 2009년까지 계속하여 침식현상이 일어나면서 해안선이 육지쪽으로 최대 40m로 급격하게 변화하고 있다. 이러한 해안선의 변화는 많은 복합적인 영향으로 인하여 일어날수 있으며, 연구지역의 경우방파제의 건설에 의한 침식 및 퇴적 현상이 주 원인인 것으로 판단된다. 따라서 향후 물리학적 및 퇴적학적 연구를 통한 효율적 관리 방안 수립이 필요할 것으로 생각된다.

원자력 발전소 캐비닛구조물의 내진보강 (Seismic Retrofitting of Cabinet Structures in Nuclear Power Plant)

  • 이계희;김재민;김상윤
    • 한국지진공학회논문집
    • /
    • 제7권4호
    • /
    • pp.31-37
    • /
    • 2003
  • 본 논문에서는 오래된 원자력발전소의 내진검증과 관련한 USI A-46 문제의 해결에 사용될 수 있는 캐비닛의 내진보강방안에 대해 연구하였다. 캐비닛 구조물의 동적거동특성을 파악하기 위하여 3종류의 모델링을 수행하였고 그 결과를 비교하였다. 또한 ICRS(In Cabinet Reponse Spectrum)의 저감을 위하여 1) 보강프레임, 2)감쇠기 설치, 3) 동조질량감쇠기 등 세 가지 내진보강방안에 대하여 구조물의 응답을 산정하였다. 해석결과, 가새보강 및 감쇠기를 설치하는 보강방법에서는 보강전의 구조물보다 큰 ICRS가 얻어지는 경우가 발생해 보강시 많은 주의가 요구된다. 동조질량감쇠기의 사용은 좋은 제진효과를 보였으나 실구조물과 정확한 진동특성을 반영한 모델의 작성이 중요한 것으로 판단되었다.

콘크리트 격납구조물 돔과 링빔의 개선된 설계기법 (An Advanced Design Procedure for Dome and Ring Beam of Concrete Containment Structures)

  • 전세진;김영진
    • 콘크리트학회논문집
    • /
    • 제22권6호
    • /
    • pp.817-824
    • /
    • 2010
  • 약 콘크리트 격납구조물은 구조적 안전성이 뛰어나고 경제적이므로 원자력발전소 격납건물, LNG 저장탱크 등에 널리 사용되고 있다. 격납구조물 중 지붕 돔의 형태는 구조적 안전성, 물량 및 시공 난이도에 큰 영향을 미치므로 최적의 두께와 곡률을 도출하고자 하는 노력이 필요하다. 한편 일반적으로 PSC 구조로 설계되는 링빔은 이러한 돔을 지지하여 벽체의 변형을 최소화시키는 역할을 하며, 단면 크기와 더불어 프리스트레스 수준을 적절히 결정하는 것이 설계의 핵심이 된다. 이 연구에서는 축대칭 회전쉘의 막이론을 적용하여 본설계 시의 유한요소해석에 앞서 돔과 링빔의 초기 형상이나 프리스트레스 수준을 효율적으로 결정할 수 있는 기법을 제안하였다. 이러한 기법을 국내에서 시공된 격납구조물의 돔과 링빔에 적용하여 분석하고 단면 형상이나 프리스트레싱 설계에 대한 개선 방안을 고찰하였다.

기존 문헌 분석을 통한 원전 콘크리트 해체 폐기물 재활용 가능성에 대한 연구 (Feasibility Study on Recycling of Concrete Waste from NPP Decommissioning Through Literature Review)

  • 천주현;이성철;김창락;박홍기
    • 한국건설순환자원학회논문집
    • /
    • 제6권2호
    • /
    • pp.115-122
    • /
    • 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.

대구경(57 mm) 및 고강도(550 MPa) 확대머리 철근의 콘크리트 격납구조물 적용을 위한 코드개정에 관한 연구 (Code Change for using the High-Strength(550 MPa) Headed Deformed Bars of Large-Sized Diameter(57 mm) in Concrete Containments)

  • 이병수;임상준;윤현도
    • 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
    • /
    • 제21권6호
    • /
    • pp.147-161
    • /
    • 2017
  • 일반적으로, 원전구조물은 다량의 철근이 사용되어 시공과정에서 여러 잠재적 문제점이 발생한다. 특히, 구조부재의 연결부위는 수많은 갈고리철근, 매입철물과 주변 철근 등에 의해 심각한 과밀현상이 발생하므로 여타 다른 부위보다 콘크리트 타설에 더 큰 어려움이 야기된다. 원전구조물에 사용되는 일반강도(ASTM A615 Gr.60)의 대구경(43 mm & 57 mm) 표준갈고리 철근을 대신하여 고강도(ASTM A615 Gr.80)의 대구경(43 mm & 57 mm) 확대머리 철근을 사용할 수 있도록 관련 기술기준을 개정하여 철근 과밀배근 문제를 해결하는 데 본 연구의 목적이 있다. 확대머리 철근을 원전구조물에 효과적으로 사용하기 위해서는 기존의 정착성능을 그대로 유지하거나 그 이상으로 증가시키면서 사용 제한요건을 완화는 방안을 찾아야 하므로 철근직경, 철근 항복강도, 측면피복 두께와 같이 확대머리 철근의 사용을 제한하는 변수 영향을 검토할 수 있는 실험결과를 분석하여 정착성능을 평가하였다.

원전 방사화 콘크리트 차폐벽의 확률 기반 성능변화 예측 (Probability-Based Performance Prediction of the Nuclear Contaminated Bio-Logical Shield Concrete Walls)

  • 권기현;김도겸;이호재;서은아;이장화
    • 한국건설순환자원학회논문집
    • /
    • 제7권4호
    • /
    • pp.316-322
    • /
    • 2019
  • 본 연구에서는 환경적·물리적 인자들의 불확실성을 반영하는 확률론적 접근법을 적용하여, 원자로 가동기간 동안 장시간 방사능에 노출된 원전 콘크리트 차폐벽의 재료적 특징 및 강도에 대한 영향을 평가하였다. 방사화에 따른 콘크리트의 재료적 특성 변화를 조사하였으며, 중성자 노출량과 시간과의 관계를 나타내는 중성자속 분석을 통해 차폐 콘크리트 의 시간의존적 압축강도와 인장강도의 변화를 예측하였다. 압축강도와 인장강도 각각의 변화에 따른 차폐 콘크리트의 파괴확률을 몬테카를로 시뮬레이션(Monte Carlo Simulation) 기법을 적용하여 추정하였다. 본 연구에서는 가동 40년 만인 2017년에 영구정지한 고리 1호기의 해체 안전성 평가를 위해, 이와 유사한 원전유형 및 관련 자료를 활용하여 콘크리트 생체차폐벽의 성능변화를 예측하였다.

A Systems Engineering Approach for Predicting NPP Response under Steam Generator Tube Rupture Conditions using Machine Learning

  • Tran Canh Hai, Nguyen;Aya, Diab
    • 시스템엔지니어링학술지
    • /
    • 제18권2호
    • /
    • pp.94-107
    • /
    • 2022
  • Accidents prevention and mitigation is the highest priority of nuclear power plant (NPP) operation, particularly in the aftermath of the Fukushima Daiichi accident, which has reignited public anxieties and skepticism regarding nuclear energy usage. To deal with accident scenarios more effectively, operators must have ample and precise information about key safety parameters as well as their future trajectories. This work investigates the potential of machine learning in forecasting NPP response in real-time to provide an additional validation method and help reduce human error, especially in accident situations where operators are under a lot of stress. First, a base-case SGTR simulation is carried out by the best-estimate code RELAP5/MOD3.4 to confirm the validity of the model against results reported in the APR1400 Design Control Document (DCD). Then, uncertainty quantification is performed by coupling RELAP5/MOD3.4 and the statistical tool DAKOTA to generate a large enough dataset for the construction and training of neural-based machine learning (ML) models, namely LSTM, GRU, and hybrid CNN-LSTM. Finally, the accuracy and reliability of these models in forecasting system response are tested by their performance on fresh data. To facilitate and oversee the process of developing the ML models, a Systems Engineering (SE) methodology is used to ensure that the work is consistently in line with the originating mission statement and that the findings obtained at each subsequent phase are valid.

증기제트 충돌하중 평가를 위한 CFD 해석 (CFD Analysis for Steam Jet Impingement Evaluation)

  • 최청열;오세홍;최대경;김원태;장윤석;김승현
    • 한국압력기기공학회 논문집
    • /
    • 제12권2호
    • /
    • pp.58-65
    • /
    • 2016
  • Since, in case of high energy piping, steam jets ejected from the rupture zone may cause damage to nearby structure, it is necessary to design it into consideration of nuclear power plant design. For the existing nuclear power plants, the ANSI / ANS 58.2 technical standard for high-energy pipe rupture was used. However, the US Nuclear Regulatory Commission (USNRC) and academia recently have pointed out the non-conservativeness of existing high energy pipe fracture evaluation methods. Therefore, it is necessary to develop a highly reliable evaluation methodology to evaluate the behavior of steam jet ejected during high energy pipe rupture and the effect of steam jet on peripheral devices and structures. In this study, we develop a method for analyzing the impact load of a jet by high energy pipe rupture, and plan to carry out an experiment to verify the evaluation methodology. In this paper, the basic data required for the design of the jet impact load experiment equipment under construction, 1) the load change according to the jet distance, 2) the load change according to the jet collision angle, 3) the load variation according to structure diameter, and 4) the load variation depending on the jet impact position, are numerically obtained using the developed steam jet analysis technique.

국제핵융합실험로 삼중수소 연료주기 (Tritium Fuel Cycle of the International Thermonuclear Experimental Reactor)

  • 송규민;손순환;정흥석;윤세훈;정기정
    • Korean Chemical Engineering Research
    • /
    • 제50권4호
    • /
    • pp.595-603
    • /
    • 2012
  • 국제핵융합실험로(ITER)가 2019년까지 7개국의 공동개발사업으로 건설될 예정이다. ITER의 핵융합연료주기는 핵융합진공용기, 삼중수소 플랜트, 연료공급부로 구성되어 있다. 이중에서 삼중수소 플랜트는 핵융합연료주기를 위한 중 수소와 삼중수소의 저장, 공급, 분리, 제거, 회수 등의 기능을 제공한다. 삼중수소 플랜트는 외부에서 중수소와 삼중수소를 공급받아 저장 공급하는 SDS, 토카막배출처리의 TEP, 수소동위원소 분리의 ISS, 삼중수소수 및 대기 처리의 WDS ADS, 정성 정량분석의 ANS 등으로 구성된다. 이 논문에서는 삼중수소 플랜트를 구성하는 주요 공정에 대한 기능 및 설계요건을 기술하였다. 한국은 SDS 개발에 참여하고 있으며 월성원전 삼중수소 제거설비(WTRF) 건설 및 운전경험을 통해 WDS 대한 기술을 일부 확보하였다. 향후 ISS 및 TEP에 대한 기술확보를 위한 여러 분야에서의 참여 확대를 기대하고 있다.