• 콘크리트학회논문집
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• 제28권6호
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• pp.673-683
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• 2016

최근 전 세계적으로 발생하고 있는 각종 사고 및 테러공격 등으로 인한 폭발, 충돌, 화재 사고가 빈번하게 발생하고 있으며, 특히, 2001년 미국 세계무역센터와 펜타곤에 발생한 9.11 테러사건 이후 사회적인 안전 불감증이 더욱 고조되고 있다. 또한, 2011년 일본 후쿠시마 원전사고로 인한 원전 격납건물 손상 시 발생할 수 있는 물리적, 환경적 위험성에 대한 사회적 불안감이 날로 커짐에 따라 원전격납건물, 가스탱크 등에 널리 사용되는 프리스트레스트 콘크리트 구조물에 대한 극한하중 연구가 다양하게 진행되고 있다. 본 연구에서는 2방향 비부착 프리스트레스트 콘크리트 패널 부재의 폭발저항성능을 분석하기 위하여 $1,400{\times}1,000{\times}300mm$의 철근콘크리트(RC), 프리스트레스 텐던으로만 보강된 콘크리트(PSC), 프리스트레스 텐던과 철근으로 보강된 콘크리트(PSRC) 시편을 제작하였다. 폭발하중은 ANFO 55 lbs 의 장약량을 1.0 m 이격거리로 적용하였으며, 측정하고자 하는 데이터는 초기 압력폭발하중 뿐 아니라, 반사압력, 충격량, 중앙부의 처짐, 가속도, 철근 및 콘크리트, 텐던의 변형률을 측정하여 분석하였다. 본 연구는 향후 국내외 프리스트레스트 콘크리트에 대한 방호설계 및 폭발해석 등 관련 연구분야의 중요한 자료가 될 것이라 판단된다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제21권6호
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• pp.147-161
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• 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.

• 대한원격탐사학회지
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• 제28권1호
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• pp.129-143
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• 2012

이 논문은 1986년에 발생한 체르노빌 원전 사고 사례연구를 통해 환경 모니터링과 영향 평가를 위한 고급 공간정보 모델링 기술의 유용성을 예시하였다. 사고지점 주변에서 1986년과 1992년에 촬영된 Landsat TM 영상자료를 대상으로 선분류 후비교법을 적용하여 변화가 크게 일어난 지역과 토지피복 변화 양상을 분석하였다. 그리고 이 사고의 가장 큰 피해지역으로 알려진 벨로루시 지역을 대상으로 다양한 크리깅 기법을 포함한 공간 모델링 기법을 적용하여 토양 내 세슘 농도와 갑상선 암 발병률 자료와의 상관성을 분석하였다. 변화 탐지 결과, 농경지 면적의 감소와 황무지 면적의 증가가 가장 뚜렷하게 나타났고, 방사능 오염의 확산을 막기 위한 콘크리트 구조물들이 새롭게 생겨난 것을 확인할 수 있었다. 벨로루시 지역의 영향평가 결과, 세슘 오염이 심한 원전 인근 지역에서 포아송 크리깅에 의해 추정된 위험도가 상대적으로 높게 나타났다. 세슘 농도와 사고지점과의 거리를 독립 변수로 사용하여 이 변수들의 공간 변화 양상을 반영할 수 있는 지리적 가중 회귀분석을 적용하였다. 적용 결과, 갑상선 암 위험도와 상관계수 0.98을 나타내는 갑상선 암 발병 위험도 추정이 가능하였으며, 이는 원전 사고가 갑상선 암 발병 위험도에 영향을 준 것을 의미한다. 결론적으로 이 연구에서 적용한 공간정보 모델링 기법들은 환경 영향 평가 및 환경 보건 분야에서 유용하게 사용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제19권4호
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• pp.101-108
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• 2015

급격한 산업화와 삶의 질의 변화로 인해 생산된 고밀도 폐유리의 양은 꾸준히 증가하고 있으나 대부분 재활용되지 못하고 있다. 특히 고밀도 폐유리의 경우 불법적으로 처리되거나 매립되는 실정이다. 한편, 원전구조물의 안전성 확보를 위해 차폐 성능이 우수한 재료가 사회적으로 요구되고 있다. 콘크리트는 가장 많이 사용되고 있는 건설재료이며, 많은 양의 자원들이 콘크리트를 생산하기 위해 사용되고 있다. 따라서 고밀도 폐유리를 차폐 콘크리트 재료로 재활용할 수 있는 방안에 대한 연구가 요구되어진다. 본 연구에서는 고밀도 폐유리를 차폐 콘크리트 잔골재로의 적용가능성을 평가하였다. 결과에 따르면, 폐유리를 혼입한 모르타르의 경우, 일반 모르타르에 비하여 단위용적질량이 증가하여 차폐 성능 개선이 가능할 것으로 판단된다. 폐유리 혼입에 의해 강도는 감소하는 것으로 나타났으며, 세척의 경우보다 비세척의 경우에 강도 발현이 유리한 것으로 나타났다.

• 한국농공학회지
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• 제39권4호
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• pp.106-113
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• 1997

Dynamic loading of structures often causes excursions of stresses well into the inelastic range, and the influence of the geometric changes on the dynamic response is also significant in many cases. Therefore, both material and geometric nonlinearity effects should be considered in case that a dynamic load acts on the structure. A structure in a nuclear power plant is a structure of importance which puts emphasis on safety. A nuclear container is a pressure vessel subject to internal pressure and this structure is constructed by a reinforced concrete or a pre-stressed concrete. In this study, the material nonlinearity effect on the dynamic response is formulated by the elasto-viscoplastic model highly corresponding to the real behavior of the material. Also, the geometrically nonlinear behavior is taken into account using a total Lagrangian coordinate system, and the equilibrium equation of motion is numerically solved by a central difference scheme. The constitutive relation of concrete is modeled according to a Drucker-Prager yield criterion in compression. The reinforcing bars are modeled by a smeared layer at the location of reinforcements, and the steel layer model under Von Mises yield criteria is adopted to represent an elastic-plastic behavior. To investigate the dynamic response of a nuclear reinforced concrete containment structure, the steel-ratios of 0, 3, 5 and 10 percent, are considered. The results obtained from the analysis of an example were summarized as follows 1. As the steel-ratio increases, the amplitude and the period of the vertical displacements in apex of dome decreased. The Dynamic Magnification Factor(DMF) was some larger than that of the structure without steel. However, the regular trend was not found in the values of DMF. 2. The dynamic response of the vertical displacement and the radial displacement in the dome-wall junction were shown that the period of displacement in initial step decreased with the steel-ratio increases. Especially, the effect of the steel on the dynamic response of radial displacement disapeared almost. The values of DMF were 1.94, 2.5, 2.62 and 2.66, and the values increased with the steel-ratio. 3. The characteristics of the dynamic response of radial displacement in the mid-wall were similar to that of dome-wall junction. The values of DMF were 1.91, 2.11, 2.13 and 2.18, and the values increased with the steel-ratio. 4. The amplitude and the period of the hoop-stresses in the dome, the dome-wall junction, and the mid-wall were shown the decreased trend with the steel-ratio. The values of DMF were some larger than those of the structure without steel. However, the regular trend was not found in the values of DMF.

• 한국전산구조공학회:학술대회논문집
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• 한국전산구조공학회 2004년도 봄 학술발표회 논문집
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• pp.209-216
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• 2004

Numerical analysis is carried out to identify the appropriateness of the design codes that is available for the tensile design of fastening system at Nuclear Power Plant (NPP) in this study. This study is intended for the cast-in-place anchor that is widely used for the fastening of equipment in Korean NPPs. The microplane model and the elastic-perfectly plastic model are employed for the quasi-brittle material like concrete and for the ductile material like anchor bolt as constitutive model for numerical analysis and smeared crack model is employed for the crack and damage phenomena. The developed numerical model is verified on a basis of the various test data of cast-in-place anchor. The appropriateness of both ACI 349 Code and CCD approach of CEB-FIP Code is evaluated for the tensile design of cast-in-place anchor and it is proved that both design codes give a conservative results compared with real tensile capacity of cast-in-place anchor.

• 한국지진공학회:학술대회논문집
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• 한국지진공학회 1998년도 추계 학술발표회 논문집 Proceedings of EESK Conference-Spring 1998
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• pp.335-342
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• 1998

A soil-structure interaction (SSI) experiment is being conducted in a seismically active region in Hualien, Taiwan. To obtain earthquake data for quantifying SSI effects and providing a basis to benchmark analysis methods, a 1/4-th scale cylindrical concrete containment model similar in shape to that of a nuclear power plant containment was constructed in the field where both the containment model and its surrounding soil, surface and sub-surface, are extensively instrumented to record earthquake data. In between September 1993 and May 1996, fifteen earthquakes with Richter magnitudes ranging from 4.2 to 6.2 were recorded. The recorded data were analyzed to provide information on the response characteristics of the Hualien soil-structure system, the SSI effects and the ground motion characteristics. The ground response data were analyzed for their variations with depth, with distance from the model structure, and at the same depths along downhole arrays. Variations of soil stiffness and soil-structure system frequencies were also evaluated against maximum ground motion. In addition, the site soil properties were derived based on correlation analysis of the recorded data and then correlated with those from the geotechnical investigation data.

• 한국전산구조공학회:학술대회논문집
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• 한국전산구조공학회 2010년도 정기 학술대회
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• pp.766-769
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• 2010

본 논문은 콘크리트 구조물 중 원전구조물에서 열화요인에 따른 미세구조적 변화에 대해서 평가하였다. 이는 원전구조물의 경우 열화현상이 발생하게 되면 일반 구조물에 비해 심각한 영향을 초래하기 때문에 기존의 열화 평가 방법에 의존하기 보다는 미세구조적 관점에서 콘크리트의 열화를 재평가해야 한다. 그에 일환으로 열화 요인 중 동결 융해와 황산염에 대한 미세구조 평가를 실시하였다. 동결융해의 경우, 미세구조적 관점에서의 미세공극의 양이 증가하는 것을 확인하였으나 그 증가 폭이 크지 않음을 알 수 있었으며, 물리적 실험에서도 그 변화가 매우 작음을 확인할 수 있다. 그리고 황산염에서는 초지 침지 구간에서는 플라이 애쉬를 사용한 원전 콘크리트 배합이 콘크리트에 더 유리하게 작용함을 알 수 있다.

• 한국전산구조공학회:학술대회논문집
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• 한국전산구조공학회 2010년도 정기 학술대회
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• pp.770-772
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• 2010

기존의 연구는 열화에 의한 물리적 평가 및 열화에 영향을 미치는 수화생성물의 존재여부에 대한 연구는 활발하게 이루어지고 있으나, 그에 따른 수화생성물의 정량화에 대한 연구는 미흡한 실정이다. 본 논문은 XRD 분석 기법을 이용하여 원전 콘크리트 구조물에 대해 열화요인 중 탄산화와 황산염에 대한 상대적 정량화에 대한 연구를 실시하였다. 두 열화인자는 콘크리트 내의 수산화칼슘과 반응하여 에트린가이트와 탄산칼슘을 생성하게 되는데, 본 연구에서 열화인자에 대한 노출기간이 증가할수록 열화에 영향을 미치는 수화 생성물이 증가하는 것을 확인 할 수 있었다. 그에 따른 수산화칼슘의 양이 감소하는 것도 확인 할 수 있었다.

• Earthquakes and Structures
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• 제15권3호
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• pp.295-306
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• 2018

Reinforced concrete containment (RCC) building has long been considered as the last barrier for keeping the radiation from leaking into the environment. It is important to quantify the performance of these structures and facilities considering extreme conditions. However, the preceding research on evaluating nuclear power plant (NPP) structures, particularly considering mainshock-aftershock seismic sequences, is deficient. Therefore, this manuscript serves to investigate the seismic fragility of a typical RCC building subjected to mainshock-aftershock seismic sequences. The implementation of the fragility assessment has been performed based on the incremental dynamic analysis (IDA) method. A lumped mass RCC model considering the tri-linear skeleton curve and the maximum point-oriented hysteretic rule is employed for IDA analyses. The results indicate that the seismic capacity of the RCC building would be overestimated without taking into account the mainshock-aftershock effects. It is also found that the seismic capacity of the RCC building decreases with the increase of the relative intensity of aftershock ground motions to mainshock ground motions. In addition, the effects of artificial mainshock-aftershock ground motions generated from the repeated and randomized approaches and the polarity of the aftershock with respect to the mainshock on the evaluation of the RCC are also researched, respectively.