• 한국산학기술학회논문지
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• 제16권5호
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• pp.3619-3626
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• 2015

본 연구대상인 화력발전소 석탄저장고는 우리나라 발전 산업 현장 중에서 원자력, 화력 등을 포함한 건축물 중 그 규모면에서 가장 크다. 이 옥내형 석탄저장고는 축구장 6개 크기의 평면에 높이가 73m인 mass volume이다. 또한 구조 및 기능적 요소가 미적요소보다 우선이므로 구조적 안전성과 기능적 석탄저장을 위해 중앙 옹벽과 부벽 합산이 $75,000m^3$에 달하는 콘크리트와 11,744ton의 PEB시스템을 이용한 철골을 사용하여 장대한 공간을 창출할 수 있게 설계되었다. 따라서 옥내형 석탄저장고에 적용된 옹벽과 철골구조에 대한 설계조건과 PEB 시스템의 특징 및 시공에 따른 주요 공정 특이사항을 조사하고, 아울러 이들 주요 공정상에 요구되는 시험 사항에 대해서 조사함으로써 이와 유사하게 지어질 옥내형 석탄저장고에 대한 설계조건과 기준 등을 제시하는 것이 본 연구의 목적이다.

• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 2000년도 봄 학술발표회 논문집
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• pp.559-564
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• 2000

Nuclear power plant structures amy be exposed to aggressive environmental effects that may cause their strength and stiffness to decrease over their service lives. Although the physics of these damage mechanisms are reasonably well understood and quantitative evaluation of their effects on time-dependent structural behavior is possible in some instances, such evaluations are generally very difficult and remain novel. The final goal of this study is to develop the reliability analysis of RC containment structures. The cause of the degrading is first clarified and the reliability assessment has been conducted. By introducing stochastic analysis based on random vibration theory, the reliability analysis which can determine the failure probabilities has been established.

• Structural Engineering and Mechanics
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• 제3권2호
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• pp.173-183
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• 1995

A new vector algorithm is presented for computing the stiffness matrices of layered reinforced concrete shell elements. Each element stiffness matrix is represented in terms of three vector arrays of lengths 78, 96 and 36, respectively. One element stiffness matrix is calculated at a time without interruption in the vector calculations for the uncracked or cracked elements. It is shown that the present algorithm is 1.1 to 7.3 times more efficient then a previous algorithm developed by us on a Cray Y-MP supercomputer.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제23권3호
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• pp.136-142
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• 2019

원자력발전소 콘크리트 구조물은 해안가에 접해 있으며, 해수를 취수하여 냉각수로 사용하기 때문에 염해에 의한 내구성은 매우 중요하다. 이를 위해 3년간의 염해 장기침지시험을 실시하여 염화물이온확산계수의 변화 및 재령계수(m)을 평가한 결과 4,000 Class인 구조물 기초의 m은 0.35~0.39로 KCI나 ACI 제안값과 유사한 결과를 나타내었고 5,000 Class인 필수 냉각수 구조물 및 터널은 0.44~0.53, 6,000 Class인 원자로 격납건물은 0.62로 FIB 제안값과 유사하였다. 실측된 재령계수로 내구수명을 예측한 결과 원전의 모든 안전관련 콘크리트 구조물은 설계수명 60년 이상을 만족하는 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권2호
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• pp.99-106
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• 2022

Background: The radionuclide inventory calculation codes such as ORIGEN and FISPACT collapse neutron reaction libraries with energy spectra and generate an effective one-group cross-section. Since the nuclear cross-section data, energy group (g) structure, and other input details used by the two codes are different, there may be differences in each code's activation inventory calculation results. In this study, the calculation results of neutron-induced activation inventory using ORIGEN and FISPACT were compared and analyzed regarding radioactive waste classification and worker exposure during nuclear decommissioning. Materials and Methods: Two neutron spectra were used to obtain the comparison results: Watt fission spectrum and thermalized energy spectrum. The effective one-group cross-sections were generated for each type of energy group structure provided in ORIGEN and FISPACT. Then, the effective one-group cross-sections were analyzed by focusing on ⁵⁹Ni, ⁶³Ni, ⁹⁴Nb, ⁶⁰Co, ¹⁵²Eu, and ¹⁵⁴Eu, which are the main radionuclides of stainless steel, carbon steel, zircalloy, and concrete for decommissioning nuclear power plant (NPP). Results and Discussion: As a result of the analysis, ¹⁵⁴Eu and ⁵⁹Ni may be overestimated or underestimated depending on the code selection by up to 30%, because the cross-section library used for each code is different. When ORIGEN-44g, -49g, and -238g structures are selected, the differences of the calculation results of effective one-group cross-section according to group structure selection were less than 1% for the six nuclides applied in this study, and when FISPACT-69g, -172g, and -315g were applied, the difference was less than 1%, too. Conclusion: ORIGEN and FISPACT codes can be applied to activation calculations with their own built-in energy group structures for decommissioning NPP. Since the differences in calculation results may occur depending on the selection of codes and energy group structures, it is appropriate to properly select the energy group structure according to the accuracy required in the calculation and the characteristics of the problem.

• Computers and Concrete
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• 제13권1호
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• pp.1-16
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• 2014

To evaluate the behavior of the advanced unbonded pre-stressed concrete containment vessel (UPCCV) for one typical China nuclear power plant under Japan's March 11 earthquake, five nonlinear time history analysis and a nonlinear static analysis of a 1:10 scale UPCCV structure have been carried out with MSC.MARC finite element program. Comparisons between the analytical and experimental results demonstrated that the developed finite element model can predict the earthquake behavior of the UPCCV with fair accuracy. The responses of the 1:10 scale UPCCV subjected to the 11 March 2011 Japan earthquakes recorded at the MYG003 station with the peak ground acceleration (PGA) of 781 gal and at the MYG013 station with the PGA of 982 gal were predicted by the dynamic analysis. Finally, a static analysis was performed to seek the ultimate load carrying capacity for the 1:10 scale UPCCV.

• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제11권1호
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• pp.62-69
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• 2023

UAE 지역에 시공되는 원전구조물의 노출환경에서 대기 중의 높은 황산염 이온 및 해안의 높은 염화물 이온에 의한 열화를 고려할 필요가 있다. 본 연구에서는 연평균 38 ℃ 이상의 높은 온도에 따른 확산성과 강도의 영향을 평가하기 위해 두가지 강도 등급(40 MPa 및 27 MPa) 및 두 가지 양생/확산 온도 조건(20 ℃ 및 50 ℃)을 고려하였다. 초기 양생 온도가 높은 경우, 7일 전 초기재령에서는 압축강도가 고온 양생에서 크게 발현하였으나, 28일 재령에서는 20 ℃ 양생 온도 조건에서 압축강도가 약간 증가하였다. 염화물 확산의 경우, 강도 평가결과와 다르게 28일 재령에서 초기 양생 온도가 높은 경우, 40 MPa 및 27 MPa 에서 모두 확산계수가 감소하였다. 91일 재령의 경우, 온도의 증가에 따른 확산성의 증가와 재령 효과에 의한 확산성의 감소가 동시에 발생하였다. 재령 28일에 20 ℃로 양생 및 확산 실험을 한 결과에 비하여, 재령 91일에 50 ℃로 양생 및 확산 실험을 한 경우, 재령의 증가에 따라 40 MPa에서는 76.2 % 수준으로, 27 MPa 에서는 85.4 % 수준으로 확산계수가 감소하였다.

• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제11권4호
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• pp.400-406
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• 2023

이 연구에서는 재료의 물성과 투기특성과의 관계를 검토하였으며 투기특성을 분석하기 위한 실험방법을 제시하고 실험결과를 도출하였다. 경화된 콘크리트의 압축강도와 겉보기 밀도가 투기특성에 미치는 영향에 대해서 실험적 방법으로 평가하였다. 원전 콘크리트 구조물에 사용된 배합을 중심으로 결합재, 최대 골재 치수, 물-결합재 비의 변화에 따라 콘크리트 시험체를 제작하고 투기특성을 측정했다. 겉보기 밀도는 OPC 배합과 FA-35 배합이 2,400 kg/m³ 이상 나타났으며, 두 배합의 기체 투기량이 0.1 ~ 0.2 L/min 의 범위로 낮게 나타났다. 반면, FA-40와 FA-45 및 FA-M 배합의 경우 겉보기 밀도는 2,400 kg/m³ 이하 투기량은 0.3 L/min 이상으로 측정되어 겉보기 밀도가 투기특성에 중요한 인자임을 실험적으로 검증하였다.

• 한국안전학회지
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• 제33권3호
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• pp.92-98
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• 2018

The flow of cooling water in a passive containment cooling system (PCCS), used to remove heat released in design basis accidents from a concrete containment of light water nuclear power plant, was conducted in order to investigate the thermo-fluid equilibrium among many parallel tubes of PCCS. Numerical simulations of the subcooled boiling flow within a coolant loop of a PCCS, which will be installed in innovative pressurized-water reactor (PWR), were conducted using the commercially available computational fluid dynamics (CFD) software ANSYS-CFX. Shear stress transport (SST) and the RPI model were used for turbulence closure and subcooled flow boiling, respectively. As the first step, the simplified geometry of PCCS with 36 tubes was modeled in order to reduce computational resource. Even and uneven thermal loading conditions were applied at the outer walls of parallel tubes for the simulation of the coolant flow in the PCCS at the initial phase of accident. It was observed that the natural circulation maintained in single-phase for all even and uneven thermal loading cases. For uneven thermal loading cases, coolant velocity in each tube were increased according to the applied heat flux. However, the flows were mixed well in the header and natural circulation of the whole cooling loop was not affected by uneven thermal loading significantly.

• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제5권3호
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• pp.223-229
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• 2017

원전 구조물에 주로 사용되는 중량 콘크리트의 경우 중성자에 오랜 시간 노출되면 콘크리트 자체가 방사선을 방출하는 방사화가 발생하게 된다. 이러한 경우 원전 구조물 해체시 많은 양의 방사성 폐기물이 발생되고 이를 처리하기 위한 비용이 큰 폭으로 증가하게 된다. 따라서, 본 연구에서는 원전 해체시 폐기물의 처리비용을 저감하기 위하여 방사화에 밀접한 관련이 있는 Eu 및 Co를 포함하고 있는 시멘트를 대상으로 저방사화 시멘트를 제작하였다. 또한, 저방사화 시멘트 개발을 위하여 원재료 수급부터 제조방법을 제안하였으며 이를 일반 시멘트 및 저발열 시멘트와 비교 분석하였다. 방사화 분석 결과 Eu는 검출되지 않았으며, Co는 3.75ppm으로 보통포틀랜드 시멘트보다 낮게 측정되었으며, 물리적 화학적 특성 역시 1종 보통포틀랜드 시멘트와 4종 저발열 포틀랜드 시멘트 기준에 부합하는 것으로 나타났다.