• 대한토목학회논문집
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• 제32권5A호
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• pp.289-297
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• 2012

본 연구는 부착식 PSC 텐던의 응력파 속도를 계측하여 텐던에 도입된 긴장응력을 추정 할 수 있는 실험식을 제안한다. 실용적 실험식의 도출을 위하여 도입 긴장력이 다른 다수의 PSC시험체가 제작되었으며, 다양한 조건에서 종진동 실험이 반복 수행되었다. 도입 응력과 응력파 속도 사이의 관계에 영향을 미칠 수 있는 온도, 길이 및 텐던의 개수 등이 영향인자로 고려되었으며, 상사의 법칙을 적용하여 무차원 실험식이 도출 되었다. 제안 기법의 현장 적용성 검증은 실제 발전소 격납건물에 설치된 수직텐던에 대하여 수행되었다. 제안식을 이용하여 추정된 긴장응력은 텐던의 설계응력과 유사하다.

• 에너지공학
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• 제11권3호
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• pp.237-246
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• 2002

한국형차세대원자로 APR-1400의 안전감압계통이 작동하면 물, 공기 및 증기가 sparger를 통해 격납건물 내 핵연료재장전 수조로 차례로 방출된다. 방출 과정 중 생기는 여러 현상 중에서 수조 내의 공기 기포군은 저주파, 고진폭의 진동 하중을 발생하며, 주파수가 침수 구조물의 고유 주파수와 거의 같은 경우에는 구조물에 심각한 영향을 줄 수 있다. 이러한 현상은 복잡하기 때문에 주파수와 하중에 대한 규명은 주로 실험에 의존해 왔으며 수치해석적 연구는 이루어지지 않았다. 본 연구에서는 sparger를 통해 수조 내로 방출되는 공기 기포군의 거동에 대한 수치해석을 상용 열수력 해석 코드인 FLUENT Version 4.5를 사용하여 수행하였다. 다상유동 해석모델중 VOF(Volume Of Fluid)모델을 사용하여 물, 공기 및 증기 등의 다상유동을 모의하였다. 해석결과를 sparger 개발을 위해 ABB-Atom이 수행하였던 실험결과와 비교하여 만족할만한 결과를 얻었다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제32권1호
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• pp.57-65
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• 2018

본 연구에서는 다중오동작을 포함하고 있는 화재안전정지분석 교육자료를 개발하기 위하여 가상원전에서의 화재안전정지분석을 결정론적 화재분석코드를 사용하여 수행하였다. 교육용 가상원전은 원자로건물과 보조건물로 이루어졌고, 총 22개의 방화지역으로 구성되었다. 교육용 가상원전의 각 방화지역에는 밸브, 펌프, 비상디젤발전기, 스위치기어, 모터제어반, 로직컨트롤러 등의 기기가 배치되었다. 교육용 가상원전 기기들은 두 개의 케이블로 연결되었으며, 각 케이블은 케이블 트레이를 따라서 방화지역을 지나간다고 가정했다. 방화지역분석을 위해 교육용 가상원전에 대한 기기 및 케이블 정보를 데이터베이스화하였고, 다중오동작 시나리오, 기기로직 및 케이블로직을 가정하여 방화지역분석을 수행하였다. 방화지역 분석결과 문제가 되는 케이블과 케이블 트레이에 대해서 3시간 내화성능으로 케이블을 래핑하는 완화조치를 적용하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.168-178
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• 1994

사고관리란 사고발생시에 이용가능한 모든 자원, 즉 인원과 설비를 효율적으로 활용함으로써 발전소를 안전상태로 회복시키거나 사고의 피해를 완화시키기 위한 제반 활동을 말한다. 사고관리의 접근방식은 첫째, 후보사고관리방안의 사전 평가, 둘째, 효과적으로 적절한 조치를 수행하게 하는 세부 절차서의 개발, 그리고 셋째, 그러한 조치수행에 필요한 도구와 자원의 준비, 실현 가능한 원전 시스템의 변경등을 포함한다. 사고관리 전략을 평가할 때에는 그 전략의 효율성분만 아니라 부작용, 타당성, 필요한 정보, 기존 절차서와의 양립성 등을 종합적으로 고려하여야 한다. 이 논문의 목적은 여러가지 사고관리 전략을 모델링하고 평가하기위한 체제를 개발하기 위한 의사결정 수목과 영향도의 해석도구를 소개하는 것이다. 이 해석도구와 관련한 여러가지 특징들이 제시되었으며 이 해석도구에 근거하여 세워진 사고관리전략의 평가체제가 간단한 예제문제에 적용되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.246-258
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• 2016

The shield building of AP1000 was designed to protect the steel containment vessel of the nuclear reactor. Therefore, the safety and integrity must be ensured during the plant life in any conditions such as an earthquake. The aim of this paper is to study the effect of water in the water tank on the response of the AP1000 shield building when subjected to three-dimensional seismic ground acceleration. The smoothed particle hydrodynamics method (SPH) and finite element method (FEM) coupling method is used to numerically simulate the fluid and structure interaction (FSI) between water in the water tank and the AP1000 shield building. Then the grid convergence of FEM and SPH for the AP1000 shield building is analyzed. Next the modal analysis of the AP1000 shield building with various water levels (WLs) in the water tank is taken. Meanwhile, the pressure due to sloshing and oscillation of the water in the gravity drain water tank is studied. The influences of the height of water in the water tank on the time history of acceleration of the AP1000 shield building are discussed, as well as the distributions of amplification, acceleration, displacement, and stresses of the AP1000 shield building. Research on the relationship between the WLs in the water tank and the response spectrums of the structure are also taken. The results show that the high WL in the water tank can limit the vibration of the AP1000 shield building and can more efficiently dissipate the kinetic energy of the AP1000 shield building by fluid-structure interaction.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권1호
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• pp.192-205
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• 2020

Seismic design practices and seismic response analyses of civil structures and nuclear power plants (NPPs) have conventionally used the peak ground acceleration (PGA) or spectral acceleration (S_a) as an intensity measure (IM) of an earthquake. However, there are many other earthquake IMs that were proposed by various researchers. The aim of this study is to investigate the correlation between seismic responses of NPP components and 23 earthquake IMs and identify the best IMs for correlating with damage of NPP structures. Particularly, low- and high-frequency ground motion records are separately accounted in correlation analyses. An advanced power reactor NPP in Korea, APR1400, is selected for numerical analyses where containment and auxiliary buildings are modeled using SAP2000. Floor displacements and accelerations are monitored for the non- and base-isolated NPP structures while shear deformations of the base isolator are additionally monitored for the base-isolated NPP. A series of Pearson's correlation coefficients are calculated to recognize the correlation between each of the 23 earthquake IMs and responses of NPP structures. The numerical results demonstrate that there is a significant difference in the correlation between earthquake IMs and seismic responses of non-isolated NPP structures considering low- and high-frequency ground motion groups. Meanwhile, a trivial discrepancy of the correlation is observed in the case of the base-isolated NPP subjected to the two groups of ground motions. Moreover, a selection of PGA or S_a for seismic response analyses of NPP structures in the high-frequency seismic regions may not be the best option. Additionally, a set of fragility curves are thereafter developed for the base-isolated NPP based on the shear deformation of lead rubber bearing (LRB) with respect to the strongly correlated IMs. The results reveal that the probability of damage to the structure is higher for low-frequency earthquakes compared with that of high-frequency ground motions.

• 한국지진공학회논문집
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• 제2권1호
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• pp.1-10
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• 1998

동적 지반-구조물해석과정에는 수많은 불확실성 요소가 내재되어 있다. 이러한 요소는 입력운동의 정의, 지반-구조물시스템의 모델작성, 해석기법 등에 포함된다. 이 논문은 점탄성 층상지반상의 원자로건물의 지진응답에 대한 매개변수해석을 수행한 결과를 제시한 것이다. 많은 매개변수 중에 입력운동의 정의위치, 구조물의 묻힘정도, 상부토층의 두께와 지반의 강성을 선택하여 지진응답에 미치는 영향을 중점적으로 이 연구에서 다루었다. 해석방법은 진동수에 무관한 지반임피던스를 사용하는 부분구조법인 시간영역에서의 모드중첩법이다. 지반-구조물시스템의 모드감쇠값은 각 모드에 대해 변형에너지에 대한 소멸에너지의 비를 구하여 결정되었다. 이 연구결과로부터 부분구조법에 의한 지반-구조물상호작용해석법의 실용적 이용에 참고할 수 있는 지진응답에 미치는 각 파라메터의 민감도가 제시되었다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제23권3호
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• pp.136-142
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• 2019

원자력발전소 콘크리트 구조물은 해안가에 접해 있으며, 해수를 취수하여 냉각수로 사용하기 때문에 염해에 의한 내구성은 매우 중요하다. 이를 위해 3년간의 염해 장기침지시험을 실시하여 염화물이온확산계수의 변화 및 재령계수(m)을 평가한 결과 4,000 Class인 구조물 기초의 m은 0.35~0.39로 KCI나 ACI 제안값과 유사한 결과를 나타내었고 5,000 Class인 필수 냉각수 구조물 및 터널은 0.44~0.53, 6,000 Class인 원자로 격납건물은 0.62로 FIB 제안값과 유사하였다. 실측된 재령계수로 내구수명을 예측한 결과 원전의 모든 안전관련 콘크리트 구조물은 설계수명 60년 이상을 만족하는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권11호
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• pp.4329-4337
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• 2022

Jet impinging device is designed for decay heat removal on horizontal fuel rods in a low temperature heating reactor. An experimental system with a fuel rod simulator is established and experiments are performed to evaluate water film covering capacity, within 0.0287-0.0444 kg/ms mass flow rate, 0-164.1 kW/m² heating flux and 13.8-91.4℃ feeding water temperature. An effective method to obtain the film coverage rate by infrared equipment is proposed. Water film flowing patterns are recoded and the film coverage rates at different circumference angles are measured. It is found the film coverage rate decreases with heating flux during single-phase convection, while increases after onset of nucleate boiling. Besides, film coverage rate is found affected by Marangoni effect and film accelerating effect, and surface wetting is significantly facilitated by bubble behavior. Based on the observed phenomenon and physical mechanism, dry-out depth and initial dry-out rate are proposed to evaluate film covering potential on a heating surface. A model to predict film coverage rate is proposed based on the data. The findings would have reliable guide and important implications for further evaluation and design of decay heat removal system of new reactors, and could be helpful for passive containment cooling research.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.78-91
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• 2024

Double steel plate concrete composite shear wall (SCSW) has been widely utilized in nuclear power plants and high-rise structures, and its shear connectors have a substantial impact on the seismic performance of SCSW. Therefore, in this study, the mechanical properties of SCSW with angle stiffening ribs as shear connections were parametrically examined for the reactor containment structure of nuclear power plants. The axial compression ratio of the SCSW, the spacing of the angle stiffening rib arrangement and the thickness of the angle stiffening rib steel plate were selected as the study parameters. Four finite element models were constructed by using the finite element program named ABAQUS to verify the experimental results of our team, and 13 finite element models were established to investigate the selected three parameters. Thus, the shear capacity, deformation capacity, ductility and energy dissipation capacity of SCSW were determined. The research results show that: compared with studs, using stiffened ribs as shear connectors can significantly enhance the mechanical properties of SCSW; When the axial compression ratio is 0.3-0.4, the seismic performance of SCSW can be maximized; with the lowering of stiffener gap, the shear bearing capacity is greatly enhanced, and when the gap is lowered to a specific distance, the shear bearing capacity has no major affect; in addition, increasing the thickness of stiffeners can significantly increase the shear capacity, ductility and energy dissipation capacity of SCSW. With the rise in the thickness of angle stiffening ribs, the improvement rate of each mechanical property index slows down. Finally, the shear bearing capacity calculation formula of SCSW with angle stiffening ribs as shear connectors is derived. The average error between the theoretical calculation formula and the finite element calculation results is 8% demonstrating that the theoretical formula is reliable. This study can provide reference for the design of SCSW.