• 한국지진공학회논문집
• /
• 제10권1호
• /
• pp.63-74
• /
• 2006

원전 구조물 및 주요기기의 지진 안전성 평가에서는 내진성능을 정량화하는 방법으로 취약도 분석이 사용되고 있다. 지진취약도 분석은 격납건물의 설계 시 반영된 보수성을 배제한 실질적인 내진성능을 평가하는 것으로 이러한 보수성을 성능 및 응답에 관련된 확률론적 변수로 고려하여 평가하게 된다. 본 연구에서는 비선형 지진 해석으로부터 얻은 구조물의 변위응답을 기초로 한 지진취약도 분석 방법을 제시하였다. 또한 원전부지에서 선정된 발생가능한 근거리지진, 원거리지진, 설계지진 및 확률론적 시나리오지진을 시나리오지진으로 선정하고 이들 지진동에 대한 비선형 지진해석을 통하여 한국 표준형 원전 격납건물의 지진취약도를 평가하였다.

• 한국산학기술학회논문지
• /
• 제19권1호
• /
• pp.587-595
• /
• 2018

세계에서는 지구온난화 등에 따른 기후 변화에 대응하여 원전 건설을 금지해오던 국가들도 점점 허용하는 추세이다. 따라서 앞으로의 원전 건설이 늘어날 것이며 이에 대한 경쟁 또한 심화될 것이다. 원전 프로젝트는 일반 건설 공사와 비교하여 공사 기간이 매우 길다. 원전 건설 프로젝트에서 경쟁 우위를 확보하기 위해 원전 공사 기간을 줄일 수 있는 기술을 개발하는 것이 필요하다. 따라서 본 연구의 목적은 원자로 건물 외벽 거푸집의 높이를 3m에서 4m로 증가시킴으로써 공사 기간을 감소시키기 위한 원자로 건물 외벽 거푸집을 개발하는 것이다. 개발된 거푸집을 원전 프로젝트에 적용하기 위해 구조적 안전성과 시공성 및 경제성을 분석하였다. 현장 적용 가능성을 평가한 결과 개발된 거푸집은 구조적으로 안전했다. 그리고 시공 단수가 감소함으로써 공사 기간이 단축되고 공사비 또한 절감되는 효과를 확인하였다. 본 연구의 결과는 향후 원자로 건물의 공사 기간 단축을 위한 지속적인 기술 개발을 위한 자료로 활용하여 한국의 세계 원전시장에서의 경쟁력 확보에 기여할 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국지진공학회논문집
• /
• 제22권3호
• /
• pp.113-119
• /
• 2018

The probabilistic seismic safety assessment is one of the methodology to evaluate the seismic safety of the nuclear power plants. The site characteristics of the nuclear power plant should be reflected when evaluating the seismic safety of the nuclear power plant. The Korea seismic characteristics are strong in high frequency region and may be different from NRC Regulatory Guide 1.60, which is the design spectrum of nuclear power plants. In this study, seismic response of a nuclear power plant structure by Pohang earthquake (2017.11.15. (KST)) is investigated. The Pohang earthquake measured at the Cheongsong seismic observation station (CHS) is scaled to the peak ground acceleration (PGA) of 0.2 g and the seismic acceleration time history curve corresponding to the design spectrum is created. A nuclear power plant of the containment building and the auxiliary buildings are modeled using OPENSEES to analyze the seismic response of the Pohang earthquake. The seismic behavior of the nuclear power plant due to the Pohang earthquake is investigated. And the seismic performances of the equipment of a nuclear power plant are evaluated by the HCLPF. As a result, the seismic safety evaluation of nuclear power plants should be evaluated based on site-specific characteristics of nuclear power plants.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제26권2호
• /
• pp.157-164
• /
• 2013

본 연구에서는 여객용 항공기 충돌 시 강섬유보강콘크리트를 사용한 철근콘크리트 원전 격납건물의 구조적 거동을 유한요소해석을 이용하여 고찰한다. 항공기 충돌에 의해 원전 격납건물에 가해지는 하중은 Riera 충격하중 시간함수와 충돌 시 접촉면적을 이용하여 모델링하였다. 강섬유보강콘크리트의 재료모델은 CSCM Concrete Model을 사용하였다. 기존에 제안된 강섬유보강콘크리트의 강도예상모델을 이용하여 재료모델의 입력변수를 결정하였다. 강섬유의 함유량에 따른 원전 격납 건물의 항공기 충돌에 대한 구조적 거동을 상용 유한요소 해석 프로그램인 LS-DYNA를 이용하여 해석하였다. 해석결과를 바탕으로 항공기 충돌에 대한 저항성을 평가하였으며, 보수적인 안전성이 요구되는 원전 격납건물에 강섬유보강콘크리트를 적용할 경우 항공기 충돌에 대한 저항성 증대 효과를 기대할 수 있는 것으로 고찰되었다.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제34권3호
• /
• pp.167-174
• /
• 2021

최근 국내 원자력발전소의 격납건물 벽체와 Containment Liner Plate(CLP) 사이에서 다양한 크기의 공극이 발견됨에 따라 원전 격납건물의 보수를 위해 내부 공극의 분포와 크기를 정밀하게 평가할 수 있는 진단기법의 개발이 요구되고 있다. 이에 따라 이 연구에서는 격납건물 벽체에서의 탄성파 전파거동을 계산하는 2차원 유한요소해석 기법을 제시한다. 격납건물 벽체를 기반으로 해석영역을 구성하고 경계면에서의 반사파를 제거하기 위해 수치적 파동흡수 경계층인 perfectly matched layer를 도입하였다. Galerkin 기반 혼합유한요소법을 이용해 2차원 유한영역에서 탄성파 파동방정식의 해를 구하여 충격하중에 대한 격납건물 벽체의 변위와 응력을 계산하였다. 제시한 수치적 기법을 이용하여 격납건물 콘크리트 벽체의 CLP 부착 유무와 공동의 위치 및 크기 변화에 따른 탄성파 전파거동을 살펴보았다. 이 연구의 결과는 원전 격납건물 내부의 공동을 진단하는 탄성파 전체파형 역해석 기법 개발에 활용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권12호
• /
• pp.4179-4188
• /
• 2021

This study identifies efficient earthquake intensity measures (IMs) for seismic performances and fragility evaluations of the reactor containment building (RCB) in the advanced power reactor 1400 (APR1400) nuclear power plant (NPP). The computational model of RCB is constructed using the beam-truss model (BTM) for nonlinear analyses. A total of 90 ground motion records and 20 different IMs are employed for numerical analyses. A series of nonlinear time-history analyses are performed to monitor maximum floor displacements and accelerations of RCB. Then, probabilistic seismic demand models of RCB are developed for each IM. Statistical parameters including coefficient of determination (R²), dispersion (i.e. standard deviation), practicality, and proficiency are calculated to recognize strongly correlated IMs with the seismic performance of the NPP structure. The numerical results show that the optimal IMs are spectral acceleration, spectral velocity, spectral displacement at the fundamental period, acceleration spectrum intensity, effective peak acceleration, peak ground acceleration, A95, and sustained maximum acceleration. Moreover, weakly related IMs to the seismic performance of RCB are peak ground displacement, root-mean-square of displacement, specific energy density, root-mean-square of velocity, peak ground velocity, Housner intensity, velocity spectrum intensity, and sustained maximum velocity. Finally, a set of fragility curves of RCB are developed for optimal IMs.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제3권1호
• /
• pp.23-30
• /
• 2005

CE형 원자력발전소를 대상으로 운전중 격납건물내 주요지점의 중성자장을 측정하여 작업자가 받을 수 있는 예상 방사선 피폭선량 등을 평가하고, 국제방사선방호위원회의 구권고(ICRP-26) 및 신권고(ICRP-60)에 따른 방사선 피폭선량 비교 및 교정 중성자장과 실제 중성자장의 방사선가중치 등을 분석해보았다. 분석결과 신권고에 따른 중성자가중치는 구권고에 의한 값보다 $2.42\~2.71$ 배 높은 것으로 나타났으며 , 측정지점의 중성자 방사선가중치 평균은 교정 중성자장의 평균과 비슷하였다. 중성자 평균에너지는 $42~158 keV$로 교정 중성자장의 평균에너지 500 keV보다 낮아 이럴 경우 각 측정지점에 대한 측정값은 실제 등가선량보다 보수적으로 평가될 수 있음을 알 수 있었다

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
• /
• 유체기계공업학회 2001년도 유체기계 연구개발 발표회 논문집
• /
• pp.404-410
• /
• 2001

A new thermal type fluid level transmitter was designed and tested at the HITROL R&D institute. The relation of heat transfer and electric resistance was adopted as an operation principle. The length of a fabricated level transmitter was two meters and a water under normal temperature was used as a working fluid for the experiment Finally, the new product could have a high precision, acceptable accuracy and reasonable response time. Foreign-made level transmitter of this type is under in use for measuring water level of containment building in nuclear power plants so far. It is expected that new product will substitute it.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제51권6호
• /
• pp.1669-1680
• /
• 2019

Seismic safety is considered to be one of the key design objectives of AP1000 nuclear power plant (NPP) in strong earthquakes. Dynamic behavior, damage development and aggravation effect are studied in this study for the three main components of AP1000 NPP, namely reinforced concrete shield building (RCSB), steel vessel containment (SVC) and reinforced concrete auxiliary building (RCAB). Characteristics including nonlinear concrete tension and compressive constitutions with plastic damage are employed to establish the numerical model, which is further validated by existing studies. The author investigates three earthquakes and eight input levels with the maximum magnitude of 2.4 g and the results show that the concrete material of both RCSB and RCAB have suffered serious damage in intense earthquakes. Considering RCAB in the whole NPP, significant damage aggravation effect can be detected, which is mainly concentrated at the upper intersection between RCSB and RCAB. SVC and reinforcing bar demonstrate excellent seismic performance with no obvious damage.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권6호
• /
• pp.2038-2045
• /
• 2021

The main objective of this work is to propose a reliable routine standard operation procedures (SOP) for structural health monitoring and diagnosis of nuclear power plants (NPPs). At present, NPPs have monitoring systems that can be used to obtain the quantitative health record of containment (CTMT) buildings through system identification technology. However, because the measurement signals are often interfered with by noise, the identification results may introduce erroneous conclusions if the measured data is directly adopted. Therefore, this paper recommends the SOP for signal screening and the required identification procedures to identify the dynamic characteristics of the CTMT of NPPs. In the SOP, three recommend methods are proposed including the Recursive Least Squares (RLS), the Observer Kalman Filter Identification/Eigensystem Realization Algorithm (OKID/ERA), and the Frequency Response Function (FRF). The identification results can be verified by comparing the results of different methods. Finally, a preliminary CTMT healthy record can be established based on the limited number of earthquake records. It can be served as the quantitative reference to expedite the restart procedure. If the fundamental frequency of the CTMT drops significantly after the Operating Basis Earthquake and Safe Shutdown Earthquake (OBE/SSE), it means that the restart actions suggested by the regulatory guide should be taken in place immediately.