• 제목/요약/키워드: Pile integrity

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사용후핵연료의 장기 건식 건전성 성능과 주요 열화 기구에 관한 고찰 (Review on Spent Nuclear Fuel Performance and Degradation Mechanisms under Long-term Dry Storage)

  • 김주성;국동학;심지형;김용수
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제11권4호
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    • pp.333-349
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    • 2013
  • 최근 국내에서도 원전 부지 내에 건설된 습식저장조의 용량이 곧 포화될 것으로 예상되어 사용후핵연료의 건식저장에 관한 논의가 활발하다. 이 논문에서는 앞으로 다양하게 논의될 저장시스템의 안전성과 함께 장기 건식저장 시 발생하는 사용후핵연료의 특성 및 건전성 변화에 대해 이제까지 국내외에서 연구 보고된 내용들을 면밀히 검토하고 향후 추구해야 할 연구방향을 제시하고자 하였다. 조사 결과 건식저장 기간 동안 진행될 수 있는 여러 피복관 열화기구 중에서 가장 대표적인 기구는 크립 변형과 수소화물에 의한 영향이었으며, 이들이 사용후핵연료 장기 건식저장 시 규제기술기준의 주요 근간을 이루고 있는 것으로 분석되었다. 한편 과거에는 피복관의 크립 변형이 가장 중요한 열화기구로 평가되었으나, 최근의 연구 결과를 통해 수소화물에 의한 영향이 더 심각한 것으로 드러났고 이는 미국의 규제기준과 새로운 온도 범위를 제시하고 있는 일본의 규제기준에서 확인할 수 있었다. 그러나, 아직까지 수소화물에 의한 영향이 발생하는 응력과 온도 조건을 명확히 규명할 수 있는 연구 자료가 충분하지 못하며, 나아가 사용후핵연료의 취급 시 거동에 대한 연구도 지속적으로 수행해야 할 부분으로 드러났다. 따라서 국내 사용후핵연료 특성에 맞는 건식저장조건을 수립하기 위해서는 국내에서도 본격적인 연구를 통해 이들 자료에 대한 충분한 생산과 평가 및 분석이 뒤따라야 할 것으로 판단된다.

핵연료 노내조사시험설비의 시공 현황 (The Construction Status of Fuel Test Loop Facility)

  • 박국남;이정영;김학노;유현재;유성연
    • 대한설비공학회:학술대회논문집
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    • 대한설비공학회 2007년도 동계학술발표대회 논문집
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    • pp.305-309
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    • 2007
  • FTL(Fuel Test Loop) is a facility that confirms performance of nuclear fuel at a similar irradiation condition with that of nuclear power plant. FTL construction work began on August, 2006 and ended on March, 2007. During Construction, ensuring the worker's safety was the top priority and installation of the FTL without hampering the integrity of the HANARO was the next one. The installation works were done successfully overcoming the difficulties such as on the limited space, on the radiation hazard inside the reactor pool, and finally on the shortening of the shut down period of the HANARO. The Commissioning of the FTL is to check the function and the performance of the equipment and the overall system as well. The FTL shall start operation with high burn up test fuels in early 2008 if the commissioning and licensing progress on schedule.

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확장형 강관말뚝의 성능에 대한 실험적 연구 (An Experimental Study on the Performance of Expandable Steel Pipe Pile)

  • 김정훈;김의석;김지윤;강민규;최항석
    • 한국지반환경공학회 논문집
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    • 제23권1호
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    • pp.39-49
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    • 2022
  • 확장형 강관말뚝은 강관말뚝 내부에 확관장비를 삽입하여 강관을 확관하여 강관의 단면적을 증가시키는 공법으로 기존에 사용되는 마이크로파일과 비교하여 말뚝의 성능을 향상시킬 수 있는 공법이다. 본 연구에서는 실제 현장에서 강관의 확관이 가능한 확관장비를 개발하였다. 일련의 실내시험 및 현장시험을 통해 개발된 확관 장비의 강관 확장 성능을 확인하였다. 확관장치의 강관확관능력과 확관이 가능한 범위를 평가하기 위해 강관 확관장치의 최대압력에 대한 변형량과 확관시간을 측정한 결과, 강관두께가 얇을수록 변형량이 크게 발생하였으며 확관시간은 증가하였다. 두께 4.0mm 강관의 경우 두께 2.9mm 강관과 비교하여 변형량은 약 30% 적게 발생하였으나, 확관시간이 줄어드는 효과(약 40% 감소)를 얻을 수 있었다. 그리고 실제 지중에서 강관의 확관이 가능한지 확인하기 위해 현장 확관시험을 수행하였으며 지중에서 확관 후 확관 상태를 확인한 결과, 본 연구에서 개발한 강관 확관장치는 지중응력 조건에서도 강관 확관 성능을 발휘할 수 있음을 확인하였다. 마지막으로 확관하기 전 원상태의 강관과 확관 후 강관의 재료성능을 비교하여 확관형 강관말뚝의 역학적 안정성을 검증하였다.

Thermal creep effects of aluminum alloy cladding on the irradiation-induced mechanical behavior in U-10Mo/Al monolithic fuel plates

  • Jian, Xiaobin;Ding, Shurong
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제52권4호
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    • pp.802-810
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    • 2020
  • Three-dimensional finite element simulations are implemented for the in-pile thermo-mechanical behavior in U-Mo/Al monolithic fuel plates with different thermal creep rates of cladding involved. The numerical results indicate that the thickness increment of fuel foil rises with the thermal creep coefficient of cladding. The maximum Mises stress of cladding is reduced by ~85% from 344 MPa on the 98.0th day when the creep coefficient of cladding increases from 0.01 to 10.0, due to its equivalent thermal creep strain enlarged by 3.5 times. When the thermal creep coefficient of Aluminum cladding increases from 0 to 1.0, the maximum mesoscale stress of fuel foil varies slightly. At the same time, the peak mesoscale normal stress of fuel foil can reach 51 MPa on the 98.0th day for the thermal creep coefficient of 10, which increases by 60.3% of that with the thermal creep un-occurred in the cladding. The maximum through-thickness creep strain components of fuel foil differ slightly for different thermal creep coefficients of cladding. The dangerous region of fuel foil becomes much closer to the heavily irradiated side when the creep coefficient of cladding becomes 10.0. The creep performance of Aluminum cladding should be optimized for the integrity of monolithic fuel plates.

온도 변화에 따른 철산화물의 용해 및 흡착 특성 (Effect of Temperature on Dissolution and Adsorption of Iron Oxide)

  • 안현경;이인형
    • 한국산학기술학회논문지
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    • 제3권3호
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    • pp.198-202
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    • 2002
  • 암모니아 대신 에탄올아민은 원자력 발전소 2차계통수에서 pH를 증가시켜 철 부식을 억제하고, 증기발생기 전열관의 건전성을 제고하기 위해 사용하고 있다. 에탄올아민은 암모니아와 물리화학적 성질이 다르므로, 증기발생기에 유입되는 부식생성물의 용해와 흡착, 이온성 불순물의 잠복현상에 미치는 영향이 다르다. 본 연구에서는 온도가 증가함에 따라 암모니아와 에탄올아민이 부식생성물에 대한 용해와 흡착, 이온성 불순물의 잠복현상에 미치는 영향을 조사하였다. 2차 계통수의 pH제어제로서 에탄올아민은 암모니아보다 증기발생기 슬러지의 철산화물에 많이 흡착되어 철산화물의 용해도를 증가시키므로 퇴적된 슬러지의 양을 감소시키며, 또한 슬러지에 홉착된 불순물의 양을 감소시켜 잠복 현상을 억제할 것으로 판단된다.

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크로스홀 탄성파 시험을 이용한 쇄석다짐말뚝의 검측 (Logging for a Stone Column Using Crosshole Seismic Testing)

  • 김학성;박철수;이태희;목영진
    • 한국지반공학회:학술대회논문집
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    • 한국지반공학회 2009년도 춘계 학술발표회
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    • pp.84-90
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    • 2009
  • An integrity testing for stone columns was attempted using crosshole S-wave logging. The method is conceptionally quite similar to the crosshole sonic logging (CSL) for drilled piers. The critical difference in the logging is the use of s-wave rather than p-wave, which is used in CSL, because s-wave is the only wave sensing the stiffness of slower unbounded materials than water. An electro-mechanical source, which can generate reversed S-wave signals, was utilized in the logging. The stone column was delineated from the S-wave travel times across the stone column, and taking S-wave velocities of the crushed stone and surrounding soil into account. The volume calculated from the diametrical variance delineated is very close to the actual quantity of the stone filled.

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Performance of U3Si-Al dispersion fuel at HANARO full-power condition

  • Chae, Heetaek;Lee, Choong Sung;Park, Jong Man;Kim, Heemoon;Kim, Yeon Soo
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제50권6호
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    • pp.899-906
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    • 2018
  • The irradiation performance of $U_3Si$ dispersion fuel in an Al matrix, $U_3Si-Al$, under the Hi-Flux Advanced Neutron Application Reactor (HANARO) design full-power condition of 30 MW was tested for full-power qualification of the fuel. A test assembly was fabricated containing 18 fuel rods made with atomized $U_3Si$ powder manufactured at the Korea Atomic Energy Research Institute. The test assembly was irradiated for 188 full-power operation days in the HANARO subject to the normal fuel-loading scheme and achieved about 60 at% U-235 average burnup and 75 at% U-235 peak burnup. The maximum linear power of the test assembly was 98 kW/m. Nondestructive and destructive postirradiation examinations were conducted. The measured postirradiation examination data were compared with data from previous irradiations and the design criteria required for HANARO fuel. Consequently, it was concluded that in-pile performance was acceptable and fuel integrity was maintained, and the behavior satisfied the fuel design requirements.

A practical modification to coaxial cables as damage sensor with TDR in obscured structural members and RC piles

  • Mehmet Ozgur;Sami Arsoy
    • Structural Monitoring and Maintenance
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    • 제10권2호
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    • pp.133-154
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    • 2023
  • Obscured structural members are mostly under-evaluated during condition assessment due to lack of visual inspection capability. Insufficient information about the integrity of these structural members poses a significant risk for public safety. Time domain reflectometry (TDR) is a novel approach in structural health monitoring (SHM). Ordinary coaxial cables "as is" without a major modification are not suitable for SHM with TDR. The objective of this study is to propose a practical and cost-effective modification approach to commercially available coaxial cables in order to use them as a "cable sensor" for damage detection with the TDR equipment for obscured structural members. The experimental validation and assessment of the proposed modification approach was achieved by conducting 3-point bending tests of the model piles as a representative obscured structural member. It can be noted that the RG59/U-6 and RG6/U-4 cable sensors expose higher strain sensitivity in comparison with non-modified "as is" versions of the cables used. As a result, the cable sensors have the capability of sensing both the presence and the location of a structural damage with a maximum aberration of 3 cm. Furthermore, the crack development can be monitored by the RG59/U-6 cable sensor with a simple calibration.

노외 실험을 통한 가압경수형 핵연료 피복재의 항복거동연구 (Out-of-Pile Test for Yielding Behavior of PWR Fuel Cladding Material)

  • Yi, Jae-Kyung;Lee, Byong-Whi
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제19권1호
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    • pp.22-33
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    • 1987
  • 원자력 발전소에 있어서 정상가동 상태나 이상동작시에 핵연료 피복관의 건전성 확보와 연관하여 피복재의 항복거동은 중요한 문제이다. 급격한 출력상승 상황에서 이산화 우라늄 소결체와 피복관 사이의 노내 조사거동의 차이는 소결체와 피복관 사이에 Contact Pressure를 야기 시킨다. 만일 이 Contact Pressure가 Zircaloy 피복관의 Yield Pressure에 도달하면 피복관에는 영구변형이 일어난다. 이 변형은 원자로의 출력이 정상상태로 회복되더라도 존재하므로 소결체와 피복관 사이의 Gap을 증대시킨다. 이러한 상황을 묘사하기 위해 본 논문에서는 구리 Mandrel과 Zircaloy사이의 열팽창 차이를 이용하는 Mandrel 팽창 실험을 실행했다. 실험 결과 측정된 Zircaloy 피복관의 외경 팽창치와 본 논문에서 유도된 수학적 관계식들을 이용하여 온도에 따른 Zircaloy 피복관의 내부항복압력과 항복응력, 피복재의 항복에 따른 핵연료 소결체와 피복관 사이의 Gap 증대를 구하고, 항복 거동에 따른 온도의 영향을 보기 위해 항복과정의 활성화 에너지를 구했다. 본 실험과 분석에서 얻어진 이들 결과들은 다른 실험 결과들과 상당히 일치하였으며, 이것으로 볼 때 본 논문에서 유도된 관계식들과 Mandrel 팽창 실험이 Zircaloy 피복관의 항복거동과 Gap Expansion 측정에 신뢰성이 있음을 알 수 있었다.

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확대기초의 신구 콘크리트 접합 모형실험 (Mock-Up Test for Connection of New-Old Concrete of Footing)

  • 황철성;유성원
    • 한국건설순환자원학회논문집
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    • 제6권1호
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    • pp.66-71
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    • 2018
  • 일반적으로 소구경 말뚝을 이용한 기존교각의 확대보강을 시행하는 경우 접합부의 일체성을 유지하기 위해 후 설치 앵커 중에서 이형철근을 사용한 부착식 앵커를 사용한다. 그러나 부착식 앵커의 경우 접합재의 종류 등에 따라 성능이 크게 좌우됨에도 불구하고 기계식 앵커와는 달리 설계방법의 표준화와 함께 적절한 성능평가를 위한 표준적인 실험방법도 제시되지 않고 있는 실정이다. 이에 따라 본 연구에서는 철근의 겹이음 및 앵커철근을 이용한 모형실험을 실시하여 부착식 앵커의 성능에 대한 평가를 수행하였다. 실험 결과, 접합하지 않은 시험체의 구조 성능이 가장 우수하게 나타났으며, 파괴양상은 펀칭전단 파괴로 나타났다. 연결되지 않은 부재가 연결된 부재보다는 부재 끝단의 처짐이 더 작게 발생되며, 큰 크기로 연결된 부재의 처짐이 작게 연결된 부재의 처짐보다는 크게 나타나, 하중이 증가할수록 앵커 철근 또는 겹이음 철근의 미끌림 등의 현상이 발생될 가능성이 큰 것으로 나타났다.