원자력발전소에서 냉각재상실사고이후 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향에 의한 수두손실 변화를 관찰하기 위하여 시험장치에서 단기살수조건, 장기살수조건, 및 화학적 영향을 주는 물질이 없는 조건에 대해 30일 동안 종합적인 수두손실 시험을 수행하였다. 시험결과는 수두손실이 살수조건에 따라 노출된 화학적 영향을 주는 물질의 양에 크게 의존함을 보였다. 시험종료후 수거된 침전물의 XRD 분석은 침전물이 주로 인산화합물임을 보였다. 수두손실과 용해된 화학종의 비교결과는 화학적 영향을 주는 물질 중에서 Al과 Zn의 부식이 시험 초기에 높은 수두 손실 증가율의 원인이 됨을 보였다. 금속 시편에 부동피막이 형성된 이후에 수두손실 증가율은 감소하지만 지속적으로 수두손실이 증가하는 현상은 NUKON 및 콘크리트에서 침출반응에 의해 발생하는 Si, Mg, 및 Ca이 침전물을 형성하는 반응에 기인함을 보였다.
냉각재상실사고이후 원전의 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향을 고려한 수두손실을 종합적으로 평가하기 위한 시험장치를 개발하였다. 시험장치에서 원자로건물집수조와 시험장치에서 물 부피에 대한 여과기 면적의 비가 일치하도록 시험조건을 설정하고 시험을 수행하였다. TSP pH 조절제 조건에서 칼슘실리케이트는 시험 초기에 수두손실을 급격히 상승시켰기 때문에 원자로건물에서 모든 칼슘실리케이트를 제거하여야 함을 확인하였다. 비상노심냉각계통 살수지속시간의 차이에 따른 시험결과는 장기살수조건이 단기살수조건에 비해 12배 정도 높은 수두손실을 보였다. 살수조건 시험결과를 화학적 영향이 없는 수두손실과 비교하면 단기살수와 장기살수의 각 조건에서 5.6배 및 60.8배 수두손실이 증가하는 결과를 보였다. 화학적 영향은 재순환수에 노출된 물질의 양에 따라 초기의 일정기간 동안 알루미늄 및 아연도금 판의 부식에 의해 급격히 증가하고 이들이 부동피막을 형성한 이후에는 NUKONTM 및 콘크리트 등에서 침출된 화학종의 침전에 기인하여 증가율이 감소하는 경향을 보였다. 실험결과는 TSP에 의한 알루미늄의 부동피막 형성이 살수시간이 길어지고 알루미늄의 양이 많을 경우 효과적이지 않다는 것을 보였다.
미국의 NRC(United States Nuclear Regulatory Commission)에서 발간된 "Regulatory Guide 1.61 of United States NRC(2007)"는 원전구조물의 내진설계에 적용되는 구조감쇠비를 철근콘크리트(이하 RC)구조의 경우 4%(OBE)와 7%(SSE), 강구조의 경우 3%(OBE)와 4%(SSE)를 규정하고 있다. 그러나 최근 개발된 강판-콘크리트(이하 SC)구조의 경우 구조감쇠비에 대한 규정이 없다. 본 연구의 목적은 RC구조와 SC구조의 감쇠비의 상대적 차이를 비교함으로서 SC구조의 감쇠비를 조사하는 것이다. 4개의 실험체, RC-S, RC-M, SC-S 그리고 SC-M에 대한 실험적 연구가 수행되었다. 뒷 글자 S와 M은 실험체의 거동이 전단에 의해 지배되는 것과 휨에 의해 지배되는 것을 의미한다. 실험방법은 엑츄에이터와 실험체의 질량사이를 연결하는 인장시험편이 파단되면서 실험체의 자유진동을 발생하게 하는 방법을 적용하였다. 가속도계를 이용하여 측정된 실험데이타를 분석하여 하중의 크기에 따른 기본진동수와 감쇠비를 결정하였다. 4개 실험체의 감쇠비를 비교분석하여 SC구조의 감쇠비는 OBE해석에 RC구조와 동일하게 4%를 제안하였으며 SSE해석의 경우 RC구조의 감쇠비보다 1% 적은 6%를 제안하였다.
본 연구에서는 국내 원전에서 기기 정착을 위하여 가장 널리 적용되는 직매형 앵커기초를 대상으로 앵커기초의 인장 설계기준에 대한 적정성을 검토하기 위하여 수치해석이 수행되었다. 본 연구에서 수치해석모형에 적용된 파괴기준으로서 콘크리트와 같은 유사 취성재료에는 Microplane모형이, 앵커볼트와 같은 연성재료에는 탄성-완전 소성모형이 적용되었다. 그리고, 균열 발생현상을 모사하기 위하여 분산균열모형을 채택하였다. 개발된 수치해석모형은 다양한 경우의 실증시험결과를 근거로 신뢰성이 검증되었으며, 검증된 수치해석모형과 앵커볼트의 유효매입깊이를 변수로 한 다양한 경우에 대한 수치해석을 통하여 직매형 앵커기초의 인장설계기준으로서 적용이 가능한 ACI 349 Code와 CEB-FIP Code가 평가되었고, 그 보수성이 확인되었다.
원자력발전소의 안전 관련 콘크리트 구조물은 비행체의 충격에 대해 안전하게 설계하는데, 충격하중에 의한 스캐빙과 관통을 방지하기 위한 벽체 두께는 경험적 공식에 의해서 결정한다. 이 연구는 관입 및 스캐빙 깊이와 관통두께를 결정하는 기존에 제안된 국부손상 효과 산정식을 기존 실험결과와 비교 검증하는데 목적이 있다. 충격체의 충돌속도가 95~215m/s인 범위에서 충돌실험을 수행한 Kojima의 충돌실험체에 대한 충돌해석을 수행한 후, 실험 및 해석결과의 비교를 통해서 해석모델 및 해석방법의 적정성을 확인하였다. 국부손상 산정식 비교분석에서 실험결과와 잘 맞는 Degen식을 통해 산정된 관통두께가 반영된 RC 슬래브에 대한 충돌해석을 수행한 후, 국부손상 산정식과 해석결과를 비교분석하였다.
최근 건설기술이 발달함에 따라 점차적으로 더욱 높은 정확성과 신뢰성을 바탕으로 구조물의 상태를 파악 또는 예측 할 수 있는 기술적인 체제가 요구되고 있는 시점에서, 광섬유센서는 내구성과 높은 분해능, 전자기파 노이즈 저항성, 절대값의 측정, 다중화 등의 가지고 있는 여러 장점 때문에 미국 등 선진국의 경우 교량, 터널 그리고 건물 등에 변위와 변형률 측정에 많은 설치가 진행되어 왔고, 광섬유 센서를 이용한 시스템이 구조물의 안정성과 잔존수명을 판단하는 기준으로 중요한 역할을 할 것으로 기대되고 있다. 본 논문에서는 이러한 광섬유센서 중에서 일반적으로 가장 많이 사용하고 있는 광섬유격자 센서의 응용의 폭을 확대하기 위하여 여러 가지 응용분야에 적용하고자 하였으며, 특히 전단응력이 많이 걸려 foil형 스트레인 게이지를 사용하기 어려운 보 기둥 접합부에 적용하여 광섬유격자 센서가 일반적으로 사용되는 전자식 변위 센서들과 정밀도가 대단히 차이가 나고 있음을 보여주고 있고, 복합재료와 콘크리트 접합 구조물에 적용하여 흔히 발생하는 결함인 delamination을 측정하는데 광섬유격자 센서가 유효적절함을 보여주고 있으며, 원자력발전소 격납구조물과 같은 대형구조물에 적용하여 변위를 측정함에 있어서 광섬유격자 센서가 시공도 용이하고 데이터도 양호함을 보여 주고 있어, 기존의 어떤 구조물도 광섬유센서를 적용하여 쉽게 광섬유 스마트구조물화 할 수 있음을 보여준다.
최근, 프리캐스트를 통한 모듈화에 대한 관심으로 인해 교량 및 빌딩 뿐만 아니라, 원전구조물, LNG 가스탱크, 중소형 강합성 구조물 등 특수구조물에도 프리캐스트 모듈화에 대한 연구가 활발하게 이뤄지고 있다. 본 연구에서는 프리캐스트 제작의 시공 및 작업성, 원활한 자재의 조달할 수 있는 방법으로 페로시멘트 (ferrocement)를 바탕으로 한 스틸메쉬로 보강된 모르타르 프리캐스트 패널을 제작하였다. 모르타르는 고강도 및 고유동성을 지니도록 실리카퓸과 고로슬래그의 배합율에 대한 변수연구를 통해 최적의 배합을 선정하였으며, $1,200{\times}600{\times}150mm$의 패널을 제작하여 스틸메쉬로 보강한 모르타르 시편과 일반 철근콘크리트 시편을 보강비 2%와 4%로 각각 제작하였다. 제작된 스틸메쉬로 보강한 모르타르의 프리캐스트 모듈화의 적용 가능성을 판단하기 위하여 기본적인 재료물성실험과 자유건조수축실험을 수행하였으며, 선하중으로 하중을 재하하여 3점 휨 시험으로 스틸메쉬로 보강한 모르타르의 구조성능을 검토하였다. 실험결과를 통해, 스틸메쉬로 보강된 모르타르 프리캐스트 패널은 높은 휨성능 및 연성효과가 있으나, 4%로 보강된 스틸메쉬 모르타르 프리캐스트 패널은 전단보강에 대한 고려가 필요하다고 판단되며, 이에 대한 조치가 이루어진다면 프리캐스트 모듈화 부재로 적용이 가능하다고 판단된다.
방사성 폐기물 최종 매립장이 완공됨으로써 그동안 원자력 발전소 내에서 관리하고 있던 중 저준위 방사성 폐기물은 최종 처분장으로 이송하여 관리해야 한다. 주로 액상의 이온교환수지로 구성된 중 저준위 방사성 폐기물은 플라스틱 또는 강제용기 안에서 시멘트계 재료로 고화처리 되고 있다. 시멘트계 재료는 취성적이므로 이송 중 낙하, 충돌 등에 의해 붕괴될 경우, 방사성 물질이 유출될 수 있는 가능성이 있다. 안전성이 있는 이송장비를 설계하기 위해서는 현재의 고화체가 어느 정도의 강도를 발현하고 있는지를 확인할 필요가 있다. 그러나 방사성 물질을 포함하고 있는 폐기물의 강도를 직접법에 의해 측정하는 것은 위험하므로 불가능하기 때문에 동탄성계수와 같은 비파괴시험을 통해 간접적으로 강도를 파악하여야 한다. 따라서 방사성 폐기물의 압축강도와 동탄성계수의 관계를 규명할 필요가 있다. 폐기할 시점에서 이온교환수지 처리용 고화체의 압축강도는 3.44 MPa (500 psi)이다. 이론적으로 시멘트는 시간의 경과에 따라서 강도가 증진되기 때문에 폐기된 후 수년에서 수십년이 경과한 현 시점에서 고화체의 강도는 기준치를 크게 상회할 가능성이 있다. 이와 같은 배경에서 이 연구에서는 중 저준위 방사성 폐기물 처리용시멘트 고화체의 재료구성을 유지하면서 3~30 MPa 범위의 다양한 강도 수준을 갖는 시멘트 고화체를 제조하고 이를 대상으로 압축강도와 동탄성계수의 관계를 도출하고자 하였다. 실험 결과, AE제 첨가율의 변화에 의해 목표로 설정하였던 3~30 MPa 범위를 만족하는 고화체의 제조가 가능하였다. 또한 미리 기포를 제조하여 혼입하는 방법보다 AE제를 배합수에 직접 혼합하는 방법이 단위용적질량 및 강도를 보다 정확히 조절하는데 유리한 것으로 나타났다. AE제 첨가율에 의한 단위용적질량과 공기량은 첨가율이 낮은 범위에서 급격하게 변화하였으며 첨가율이 증가할수록 변화량은 감소하였다. 이온교환수치 처리용 시멘트 고화체의 동탄성계수는 4.1~10.2 GPa 범위로 나타났으며, 일반콘크리트 보다 약 20 GPa 정도 낮고 그 차이는 강도의 증가에 따라 증가하는 것으로 나타났다. 이온교환수지 처리용 시멘트 경화체에서도 압축강도와 동탄성계수는 선형적인 관계를 보이고 있다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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