• 제목/요약/키워드: Nuclear power plant concrete

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Development of Micro-Blast Type Scabbling Technology for Contaminated Concrete Structure in Nuclear Power Plant Decommissioning

  • Lee, Kyungho;Chung, Sewon;Park, Kihyun;Park, SeongHee
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제20권1호
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    • pp.99-110
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    • 2022
  • In decommissioning a nuclear power plant, numerous concrete structures need to be demolished and decontaminated. Although concrete decontamination technologies have been developed globally, concrete cutting remains problematic due to the secondary waste production and dispersion risk from concrete scabbling. To minimize workers' radiation exposure and secondary waste in dismantling and decontaminating concrete structures, the following conceptual designs were developed. A micro-blast type scabbling technology using explosive materials and a multi-dimensional contamination measurement and artificial intelligence (AI) mapping technology capable of identifying the contamination status of concrete surfaces. Trials revealed that this technology has several merits, including nuclide identification of more than 5 nuclides, radioactivity measurement capability of 0.1-107 Bq·g-1, 1.5 kg robot weight for easy handling, 10 cm robot self-running capability, 100% detonator performance, decontamination factor (DF) of 100 and 8,000 cm2·hr-1 decontamination speed, better than that of TWI (7,500 cm2·hr-1). Hence, the micro-blast type scabbling technology is a suitable method for concrete decontamination. As the Korean explosives industry is well developed and robot and mapping systems are supported by government research and development, this scabbling technology can efficiently aid the Korean decommissioning industry.

원자력 발전 플랜트 RCB 시공의 리스크 요인에 관한 분석 모델 (Analysis Model on Risk Factors of RCB Construction in Nuclear Power Plant)

  • 신대웅;신윤석;김광희
    • 한국건축시공학회:학술대회논문집
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    • 한국건축시공학회 2014년도 추계 학술논문 발표대회
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    • pp.212-213
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    • 2014
  • The purpose of this study is to suggest analysis model of RCB construction in nuclear power plant. For the objective, This study drew the risk factors of RCB construction from existing literature. The results of the study proposed analysis model made hierarchy in rebar, form, and concrete work. These will be baseline data for risk management in construction project of nuclear power plant.

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AN EXPERIMENTAL INVESTIGATION ON MINIMUM COMPRESSIVE STRENGTH OF EARLY AGE CONCRETE TO PREVENT FROST DAMAGE FOR NUCLEAR POWER PLANT STRUCTURES IN COLD CLIMATES

  • Koh, Kyung-Taek;Park, Chun-Jin;Ryu, Gum-Sung;Park, Jung-Jun;Kim, Do-Gyeum;Lee, Jang-Hwa
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제45권3호
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    • pp.393-400
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    • 2013
  • Concrete undergoing early frost damage in cold weather will experience significant loss of not only strength, but also of permeability and durability. Accordingly, concrete codes like ACI-306R prescribe a minimum compressive strength and duration of curing to prevent frost damage at an early age and secure the quality of concrete. Such minimum compressive strength and duration of curing are mostly defined based on the strength development of concrete. However, concrete subjected to frost damage at early age may not show a consistent relationship between its strength and durability. Especially, since durability of concrete is of utmost importance in nuclear power plant structures, this relationship should be imperatively clarified. Therefore, this study verifies the feasibility of the minimum compressive strength specified in the codes like ACI-306R by evaluating the strength development and the durability preventing the frost damage of early age concrete for nuclear power plant. The results indicate that the value of 5 MPa specified by the concrete standards like ACI-306R as the minimum compressive strength to prevent the early frost damage is reasonable in terms of the strength development, but seems to be inappropriate in the viewpoint of the resistance to chloride ion penetration and freeze-thaw. Consequently, it is recommended to propose a minimum compressive strength preventing early frost damage in terms of not only the strength development, but also in terms of the durability to secure the quality of concrete for nuclear power plants in cold climates.

원자력발전소 건설현장의 철근콘크리트 공종 생산성 및 영향요인 분석 (Reinforced-Concrete Works Productivity and Influence Factor Analysis on Nuclear-Power-Plant Project)

  • 허영기;임진호;김경욱;안영철;오재훈
    • 한국건축시공학회지
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    • 제14권4호
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    • pp.314-321
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    • 2014
  • 특수 플랜트 건설은 타 건설사업보다 체계적인 원가 및 공정관리가 요구되지만 이를 위하 반드시 필요한 현장 생산성을 구체적으로 분석한 연구는 이루어지지 않고 있다. 본 연구에서는 국내에서 건설중인 특수 플랜트 현장의 철근콘크리트공종을 형틀, 철근, 콘크리트로 나누어 생산성을 측정하고 생산성에 영향을 미치는 요인을 분석하였다. 생산성 측정결과 형틀공종 $0.54(m^2/man{\cdot}time)$, 철근공종 $0.06(ton/man{\cdot}day)$, 콘크리트공종 $1.98(m^3/man{\cdot}time)$로 나타났다. 영향요인으로는 형틀공종은 요일과 야간적업 유무, 철근공종은 야간잡업 유무, 콘크리트공종은 야간작업 유무와 콘크리트 물량이 통계적으로 유의게 영향을 미치는 것으로 분석되었다.

Gr.80 확대머리철근의 원전구조물 적용을 위한 ACI 349 코드개정에 관한 연구 (ACI 349 Code Change to Use the Gr.80 Headed Deformed Bars in Nuclear Power Plant Structures)

  • 이병수
    • 한국건축시공학회:학술대회논문집
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    • 한국건축시공학회 2017년도 춘계 학술논문 발표대회
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    • pp.200-201
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    • 2017
  • Generally, a lot of reinforcements are used in nuclear power plant concrete structures, and it may cause several potential problems when concrete is poured. Because of the congestion caused by hooked bars, embedded materials, and other reinforcements, it is too difficult to pour concrete into structural member joint area. The purpose of this study is to change ACI 349 Code for using the large-size(57mm) and high-strength(Gr.80) headed deformed bars instead of standard hooked bars in nuclear power plant concrete structures in order to solve the congestion problems.

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원전 취배수 구조물 콘크리트 배합의 염소이온 확산특성 평가를 위한 실험적 연구 (Experimental Study for Evaluation of Chloride Ion Diffusion Characteristics of Concrete Mix for Nuclear Power Plant Water Distribution Structures)

  • 이호재;서은아
    • 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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    • 제26권5호
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    • pp.112-118
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    • 2022
  • 이 연구는 원전 안전성 관련 구조물의 콘크리트 배합설계를 이용하여 확산특성을 평가하였다. 원전안전성관련 콘크리트 구조물 중 해수에 침지되거나 간만대에 위치하는 취배수구조물의 배합을 선정하여 압축강도, 전기전도도에 의한 염소이온 침투저항성 평가, 염수침지를 통한 확산특성을 분석하였다. 원전 콘크리트 구조물의 설계기준강도인 91일까지 재령에 따라 1, 7, 14, 28, 56, 91일에 압축강도를 측정했으며, 재령 28, 91일에 염소이온 침투저항성 평가를 실시했다. 재령 28일 콘크리트 시험체를 28일간 염수에 침지한 뒤 깊이별 시료를 채취하여 염화물량을 분석함으로써 확산계수를 도출하였다. 결과적으로 보통포틀랜드시멘트를 100% 사용한 콘크리트보다 플라이애시가 20% 치환된 원전 콘크리트 배합이 28일 이후 장기적인 강도증진 효과가 더 높게 나타났다. 또한 원전콘크리트 배합이 보통포틀랜드시멘트를 100% 사용한 배합보다 염소이온 침투저항성이 높고 확산계수도 더 낮게 나타나 염해에 대한 저항성이 더 높은 것으로 나타났다.

플라이애시를 혼입한 콘크리트의 전위차 적정법과 XRF를 이용한 염화물 침투 분석 (Chloride Penetration Analysis of Fly Ash Concrete using Potentiometric Titration and XRF )

  • 서은아;김지현;이호재
    • 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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    • 제27권5호
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    • pp.16-22
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    • 2023
  • 이 연구는 원전 콘크리트 배합설계를 모사한 콘크리트 시험체에 대하여 염수침지 실험을 수행하였으며, 시험체 깊이에 따른 염화물량과 XRF 성분의 상관관계를 분석하였다. 원전 콘크리트의 표면부의 염화물량은 염수 침지기간이 증가함에 따라 소폭 증가하였으나, 깊이 5.5 mm 이상의 콘크리트 시험체 내부 염화물량은 염수 침지기간이 증가함에 증가하는 경향이 뚜렷하게 나타났다. 콘크리트의 염화물량과 XRF 성분의 상관관계 분석결과, OPC 배합과 비교하여 FA가 20% 치환된 배합은 XRF 성분분석을 통한 Cl 이온의 구성비율과 염해저항성 평가결과의 상관관계가 매우 높게 나타났다. 이에 따라 FA가 20% 치환된 원전 콘크리트 배합에서는 반복적인 데이터 누적을 통해 XRF 성분분석을 통하여 염소이온분석 및 염해저항성능 평가가 가능함을 확인하였다.

기존 원전용 콘크리트와 다성분계 고유동 콘크리트의 장·단기거동 비교 실험 연구 (The Comparative Experimental Study of short and long-term Behavior of the Blended High-Fluidity Cement Concrete and Existing Nuclear Power Plant Structural Concrete)

  • 이평석;권기주;김수만
    • 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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    • 제8권4호
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    • pp.195-202
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    • 2004
  • 본 연구에서는 결합재인 시멘트 외에 플라이애쉬, 고로슬래그 및 석회석 미분말을 사용하고 고성능감수제 등의 혼화제를 사용하여 고유동 무다짐이면서도 수화열을 적게 발생하는 콘크리트의 최적배합을 도출하였다. 이와 같이 선정된 배합으로 제조한 콘크리트의 장 단기거동을 기존 원전 콘크리트의 거동과 비교 검토하는 실험을 실시하였다. 연구결과 석회석이 혼합된 다성분계 고유동 콘크리트가 기존 원전용 콘크리트 보다는 시공성과 내구성이 향상되었음을 확인할 수가 있었다.

Logistical Simulation for On-site Concrete Waste Management in Decommissioning

  • Lee, Eui-Taek;Kessel, David S.;Kim, Chang-Lak
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제17권4호
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    • pp.389-403
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    • 2019
  • Large amounts of concrete waste are likely to arise from the decommissioning of a Kori-1 nuclear power plant. Several studies have been conducted on decommissioning concrete waste in recent decades, however, they have been limited to contaminated concrete issues or were small pilot-scale experiments. This study constructed two industrial-scale models of on-site concrete waste management for clean as well as contaminated concrete. To evaluate the performance of both the models, simulations were conducted using the Flexsim software. The concrete particle size distribution of Kori-1 and concrete processor properties based on widely used construction equipment were used as sources of input data for the simulations. It was observed that it may take over two years to complete the on-site concrete management processes owing to the performance of existing processors. In addition, it was demonstrated that it is essential to identify bottlenecks in the system and enhance the performance of the relevant processors to avoid delays of the decommissioning schedule. Our results suggest that this novel approach can contribute to developing schedules or expediting delayed activities in the Kori-1 decommissioning project.

개구 저감률에 의한 원전 SC벽체의 내력 평가 (Evaluation of Structural Capacity of SC Walls in Nuclear Power Plant accounting for the Area Lost to Openings)

  • 정철헌;정래영;문일환;이정휘
    • 대한토목학회논문집
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    • 제33권6호
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    • pp.2181-2193
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    • 2013
  • 지금까지 수행된 개구부가 존재하는 벽체에 대한 연구는 대부분 RC 벽체에 대해서 수행되었으며, SC(Steel plate Concrete) 벽체에 설치되는 개구부에 대한 연구는 수행된 예가 적다. 최근에 국내에서 개발된 SC 벽체는 원전구조물에 일부 적용되고 있지만, 관련 설계기준인 KEPIC-SNG에서도 개구부를 갖는 SC 벽체에 대한 설계법은 명확하게 정의되지 않았다. 본 연구에서는 원전구조물내 벽체에 설치되는 SC 벽체를 대상으로 개구 저감률이 구조내력에 미치는 영향을 평가하였다. 개구 저감률을 고려한 구조내력 평가 결과는 실험 및 수치해석 결과와 비교분석하였다.