• 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.

• Earthquakes and Structures
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• 제8권3호
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• pp.779-799
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• 2015

The slosh height and the possibility of water spill from rectangular Spent Fuel Storage Bays (SFSB) and Tray Loading Bays (TLB) of Nuclear power plant (NPP) are studied during 0.2 g, Safe Shutdown Earthquake (SSE) level of earthquake. The slosh height obtained through Computational Fluid dynamics (CFD) is compared the values given by TID-7024 (Housner 1963) and American concrete institute (ACI) seismic codes. An equivalent amplitude method is used to compute the slosh height through CFD. Numerically computed slosh height for first mode of vibration is found to be in agreement the codal values. The combined effect in longitudinal and lateral directions are studied separately, and found that the slosh height is increased by 24.3% and 38.9% along length and width directions respectively. There is no liquid spillage under SSE level of earthquake data in SFSB and TLB at convective level and at free surface acceleration data. Since seismic design codes do not have guidelines for combined excitations and effect of higher modes for irregular geometries, this CFD procedure can be opted for any geometries to study effect of higher modes and combined three directional excitations.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권4호
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• pp.539-552
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• 2013

To establish an aging management plan considering seawater influx and changes in groundwater within nuclear power plant sites, the characteristics of groundwater flow must be understood. This study investigated the characteristics of groundwater flow within the site and analyzed groundwater level recorded by monitoring wells to evaluate groundwater flow characteristics and elements that affected these characteristics for supplying the information to conduct the appropriate aging management for ensuring the safety of the safety-related structures in Shin Kori Unit 1 and 2. The increase in groundwater level during the wet season results from high sea-level conditions and the large amount of precipitation. As a result of the analysis of groundwater distribution and change characteristics, the site could be divided into a rainfall-affected area and a tide-affected area. First, the rainfall-affected area can further be divided into areas that are affected simultaneously by excavation, backfill, and a permanent dewatering system. Secondly, areas that are not affected by excavation, or the dewatering system, or by structure arrangement and excavation. Analysis of the spectrum for wells affected by tides resulted in confirmation of the M2 component (12.421 hr) and S2 component (12.000 hr) of the semidiurnal tides, and the O1 component (25.819 hr) of the diurnal tides. In the cross-correlation results regarding tides and groundwater levels, the lag time occurred diversely within 1-3 hours by the effect of the well location from sea, the distribution of the backfill material with depth, and the concrete structure.

• 콘크리트학회논문집
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• 제15권1호
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• pp.60-68
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• 2003

한국원자력연구소(KAERI)의 프로그램 일환으로 콘크리트 격납건물 벽체 부재의 half-thickness 모델을 대상으로 인장실험을 수행하였다. KAERI의 이번 실험연구 목적은 격납건물 내부에서 예기치 못한 사고로 인하여 극한 내압이 작용할 때 콘크리트 격납건물의 성능을 평가할 수 있는 실험적으로 규명된 해석방안을 마련하는데 있다. 여기에 수록된 실험으로부터 얻은 데이터는 콘크리트의 균열거동 및 철근/콘크리트 사이의 상호작용 등을 포함한 재료모델을 요하는 해석방법을 검증하는데 유용할 것이다. 주요 실험 변수는 콘크리트의 압축강도로써 2축 인장을 받는 프리스트레스트 콘크리트 패널 부재의 균열거동에 미치는 영향을 살펴보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권10호
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• pp.3849-3854
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• 2022

The present work aims to optimize the radiation protection efficiency for ion-selective containers used in the liquid treatment for the nuclear power plant (NPP) cooling cycle. Some naturally occurring rocks were examined as filler materials to reduce absorbed dose and equivalent dos received from the radioactive waste container. Thus, the absorbed dose and equivalent dose were simulated at a distance of 1 m from the surface of the radioactive waste container using the Monte Carlo simulation. Both absorbed dose and equivalent dose rate are reduced by raising the filler thickness. The total absorbed dose is reduced from 7.66E-20 to 1.03E-20 Gy, and the equivalent dose is rate reduced from 183.81 to 24.63 µSv/h, raising the filler thickness between 0 and 17 cm, respectively. Also, the filler type significantly affects the equivalent dose rate, where the redorded equivalent dose rates are 24.63, 24.08, 27.63, 33.80, and 36.08 µSv/h for natural rocks basalt-1, basalt-2, basalt-sill, limestone, and rhyolite, respectively. The mentioned results show that the natural rocks, especially a thicker thickness (i.e., 17 cm thickness) of natural rocks basalt-1 and basalt-2, significantly reduce the gamma emissions from the radioactive wastes inside the modified container. Moreover, using an outer cementation concrete wall of 15 cm causes an additional decrease in the equivalent dose rate received from the container where the equivalent dose rate dropped to 6.63 µSv/h.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권4호
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• pp.1382-1393
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• 2022

This paper investigates the seismic behavior of an electrical cabinet considering the influence of equipment-anchor-interaction (EAI) that is generally not taken into consideration in a decoupled analysis. The hysteresis behavior of an anchor bolt in concrete was thereby considered to highlight this interaction effect. To this end, the experimental behavior of an anchor bolt under reversed cyclic loading was taken from the recently developed literature, and a numerical model for the anchor hysteresis was developed using the component approach. The hysteresis properties were then used to calibrate the multi-linear link element that is implemented as a boundary condition for the cabinet incorporating the EAI. To highlight this EAI further, the nonlinear time history analysis was performed for a cabinet considering the hysteresis behavior comparative to a fixed boundary condition. Additionally, the influence on the seismic fragility was evaluated for the operational and structural condition of the cabinet. The numerical analysis considering the anchor hysteresis manifests that the in-cabinet response spectra (ICRS) are significantly amplified with the corresponding reduction in the seismic capacity of 25% and 15% for an operational and structural safety condition under the selected protocols. Considering the fixed boundary condition over a realistic hysteresis behavior of the anchor bolt is more likely to overestimate the seismic capacity of the cabinet in a seismic qualification procedure.

• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제5권1호
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• pp.21-28
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• 2017

최근 원자력 발전소 및 LNG 탱크의 외벽을 제작하는데 있어 강판 콘크리트(steel-plate concrete, SC)와 같은 합성형 구조모듈(steel-plate concrete panel, SCP)의 사용이 증가하고 있다. SCP는 공장에서 생산 한 후 이송되므로, 이송에 드는 비용을 줄이기 위해 경량화가 필수적이다. 이때 경량골재 콘크리트를 사용해 SCP의 내부를 채워 밀도를 낮출 수 있지만, 현재 콘크리트 배합법은 콘크리트의 품질을 확보하기 위해 경량골재의 사용량이 제한되어 경량화에 한계가 있다. 본 연구에서 제안하는 프리플레이스트 경량 콘크리트 배합법은 거푸집 내 경량골재를 먼저 채운 후(pre-packing) 그라우트를 주입하는 공법으로, 콘크리트의 품질확보 및 밀도를 낮출 수 있다. 다양한 종류의 경량골재 및 그라우트 배합을 사용해 실험을 수행하였고, 밀도 $1,600kg/m^3$, 압축강도 30MPa급 프리플레이스트 경량 콘크리트 배합비를 선정하여 SCP 시편을 제작하였다. 제작된 SCP 시편의 구조성능 시험을 위해 3점 휨 실험을 수행하였다. 고유동 콘크리트를 사용해 SCP의 내부를 채운 시편과 비교해 프리플레이스트 경량 콘크리트를 사용해 제작된 SCP 시편은 비슷한 수준의 휨 저항 성능을 보였으며 밀도가 30% 이상 낮았다. 따라서 프리플레이스트 경량 콘크리트를 사용해한 SCP 제작 시, 기존의 SCP와 비슷한 수준의 구조성능을 가지며 밀도를 낮춰 이송 비용을 감축할 수 있을 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.