• 한국전산구조공학회:학술대회논문집
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• 한국전산구조공학회 2005년도 춘계 학술발표회 논문집
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• pp.183-189
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• 2005

Nuclear containment structure is the last barrier for being secure from any nuclear power plant accident. Even though the safety requirements of nuclear power plant have been focused on removing accidental situations, nuclear containment structure must reserve the sufficient resisting capacity to any accident because it works as the last barrier. The acceptable nuclear containment structure makes possible to limit the effect of internal accidents and to avoid radioactive release. In this study, to conduct the numerical analysis for the structural safety of a containment structure, loss of coolant accident (LOCA) is considered as the basic accidental load, and Wolsong containment structure is considered as a target structure. The CANDU containment structure, such as Wolsong containment structure, is a prestressed concrete shell structure which has dome and is reinforced with bonded tendons. The evaluation of ultimate pressure capacity was conducted by nonlinear analysis of a prestressed concrete containment structure.

• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 2004년도 춘계 학술발표회 제16권1호
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• pp.412-415
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• 2004

This study was performed to verify the behaviors of fiber Bragg grating (FBG) sensors attached to the containment structure in the nuclear power plant as a part of structural integrity test which demonstrates that the structural response of the non-prototype primary containment structure is within predicted limits plus tolerances when pressurized to $115\%$ of containment design pressure, and that the containment does not sustain any structural damage.

• Structural Engineering and Mechanics
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• 제53권1호
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• pp.73-87
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• 2015

In case of aircraft impact on nuclear containment structures, the initial kinetic energy of the aircraft is transferred and absorbed by the outer containment, may causing either complete or partial failure of containment structure. In the present study safety analysis of BWR Mark III type containment has been performed. The total height of containment is 67 m. It has a circular wall with monolithic dome of 21m diameter. Crash analysis has been performed for fighter jet Phantom F4. A normal hit at the crown of containment dome has been considered. Numerical simulations have been carried out using finite element code ABAQUS/Explicit. Concrete Damage Plasticity model have been incorporated to simulate the behaviour of concrete at high strain rate, while Johnson-Cook elasto-visco model of ductile metals have been used for steel reinforcement. Maximum deformation in the containment building has reported as 33.35 mm against crash of Phantom F4. Deformations in concrete and reinforcements have been localised to the impact region. Moreover, no significant global damage has been observed in structure. It may be concluded from the present study that at higher velocity of aircraft perforation of the structure may happen.

• 한국지진공학회논문집
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• 제17권6호
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• pp.245-255
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• 2013

According to natural frequency of soil, characteristics of earthquake responses of an isolated containment building in nuclear power plants are examined. For this, earthquake response analysis of seismically isolated containment buildings in nuclear power plants is carried out by strictly considering soil-structure interactions. The structure and near-field soil are modeled by the finite element method while far-field soil by consistent transmitting boundary. The equation of motion of a soil-structure interaction system under incident seismic wave is derived. The derived equations of motion are solved to carry out earthquake analysis of a seismically isolated soil-structure system. Generally, the results of this analysis show that seismic isolation significantly reduces the responses of the soil-structure system. However, if the natural frequency of the soil is similar to that of the soil-structure system, the responses of the containment buildings in nuclear power plants rather increases due to interactions in the system.

• 한국지진공학회:학술대회논문집
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• 한국지진공학회 2003년도 춘계 학술발표회논문집
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• pp.118-125
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• 2003

Seismic damage assessment program for containment structure is developed. The program has been established through the combination of inelastic seismic analysis program and 3-D animation program. Damage indices at finite element level and structural level have been introduced for the seismic damage assessment. The seismic damage assessment program makes it possible to analyze in real-time the actual resistance capacity and damage level of containment structure. It will be expected that the program enables to establish the measures more quickly under the earthquake event.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제21권1호
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• pp.409-416
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• 2020

전세계적으로 다양한 규모의 지진이 계속하여 발생하고 있으므로 원자로용 격납구조가 구조적인 건전성을 유지하기 위해서는 내진성능의 확보가 필수적이다. 따라서 소형 원자로용 모듈화 격납구조의 경우에도 내진성능의 분석이 필요하다. 본 연구에서는 소형 원자로용 모듈화 격납구조의 내진성능 분석을 위해 콘크리트 모듈 간 접촉면과 긴장재를 반영한 유한요소 모델을 작성하여 고유진동해석과 지진해석을 수행한다. 이를 통해 입력지진파에 의한 모듈화 격납구조의 변위, 응력 및 연결부 접촉면 갭 크기의 변화특성을 분석한다. 그리고 긴장력, 연결부 접촉면 마찰계수 및 입력지진파의 변화가 내진성능에 미치는 영향을 분석한다. 비교를 위해 일체화 격납구조의 내진성능도 분석한다. 긴장재의 긴장력과 모듈 연결부 접촉면의 마찰력에 의한 합성효과로 모듈화 격납구조는 발생 가능성이 가장 높은 1, 2차 고유모드에서 일체화 격납구조와 유사한 횡방향 동적거동을 한다. 긴장재의 긴장력과 연결부 접촉면의 마찰력에 의한 합성효과가 충분히 발휘될 경우, 연결부를 갖는 모듈화 격납구조에서도 일정수준 이상의 내진성능이 확보된다. 연결부 접촉면 재질을 마찰계수가 더 큰 재료로 바꿀 경우 추가적인 내진성능 향상이 기대된다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제24권3호
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• pp.343-351
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• 2011

원자로 격납건물은 원자력발전소에서 발생가능한 모든 비상사태에 대한 최후의 방벽 역할을 하고 있다. 따라서 사고발생시 원자로 격납건물의 극한능력을 판단하는 것은 매우 중요하다. 대표적인 고려사항 가운데 하나인 LOCA사고 발생시 CANDU형 원자로 격납건물의 극한능력을 파악하기 위해서는 구조적 안전성 평가를 위한 구조해석이 필요하다. CANDU형 원자로 격납건물은 돔과 원통형벽체로 구성된 프리스트레스 콘크리트 쉘 구조물로서 부착식 텐돈을 사용하고 있다. 본 논문에서는 극한내압능력의 평가를 위하여 3차원 구조해석시스템을 사용한 프리스트레스 콘크리트 격납건물의 비선형해석을 수행하였다.

• 콘크리트학회지
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• 제9권4호
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• pp.155-165
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• 1997

프리스트레스트 콘크리트 구조물인 원자로 격납구조에서 콘크리트의 크리프는 프리스트레스의 가장 큰 시간의존적 손실을 야기하며 격납구조의 설계 시공 및 유지관리시의 안전성 확보에 매우 중요한 재료특성이다. 본 논문은 원자로 격납구조 콘크리트의 크리프 특성에 관한 연구이다. 본 논문에서는 5종 시멘트로 제조된 원자로 격납구조 콘크리트의 크리프트성을 알기 위하여 크리프시험을 수행하였다. 또한 최근 개정된 건교부 제정 콘크리트 표준시방서와 일본 콘크리트 표준 시방서에 의한 크리프 예측식을 포함하여 ACI-209식, CEB/FIB식 및 HANSEN식의 적용성을 평가하기 위하여 예측식들에 의한 크리프 예측결과를 실험결과와 비교하였다. 비교로부터 건교부제정 콘크리트 표준시방서의 크리프 예측식이 다른 비교 대상 크리프 예측식들보다 대상 콘크리트의 크리프치를 비교적 잘 예측함을 알았으며, 1년 이상의 재령에서는 비교대상이 된 모든 예측식들이 크리프 변형을 과소평가함을 알았다. 한편 실험결과의 회귀분석으로부터 재령 1년이후의 재하조건에 의해 발생되는 대상 콘크리트의 크리프를 유효하게 예측할 수 있는 예측식을 제안하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제20권8호
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• pp.362-370
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• 2019

격납구조는 사고시 방사능 유출을 막기 위해 내압성능을 확보해야 하므로 소형 원자로용 격납구조에 모듈 방식을 적용하기 위해서는 내압성능의 분석이 필요하다. 따라서 소형 원자로용 모듈화 격납구조의 내압성능 분석을 위해 프리캐스트 콘크리트 모듈과 모듈 사이의 연결부 접촉면과 긴장재 배치를 고려한 FEM모델을 작성하고 정적해석을 수행한다. 이를 통해 모듈화 격납구조의 하중단계별 변위 및 응력의 변화특성을 분석한다. 그리고 변수 분석을 위해 선정된 각 변수가 모듈화 격납구조의 내압성능에 미치는 영향을 분석한다. 비교를 위해 일체화 격납구조의 내압성능도 함께 분석한다. FEM해석을 통한 변수 분석을 통해 긴장력 크기, 긴장재 배치 간격, 콘크리트 두께방향 긴장재 위치, 연결부 접촉면 마찰 계수 크기, 콘크리트 두께 등과 같은 변수 값의 범위가 제시되었다. 모듈화 격납구조의 모듈 간 접촉면에서 합성효과를 발생시켜주는 주요인자는 긴장재에 의한 긴장력과 연결부 접촉면의 마찰력이다. 일체화 격납구조 대비 추가적인 긴장재배치를 통해 긴장력을 증가시키면 모듈화 격납구조에서도 일체화 격납구조와 동등 수준의 내압성능을 확보할 수 있다.

• 한국가스학회지
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• 제17권2호
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• pp.85-89
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• 2013

한국형 LNG선 화물창(KC-1)의 개발은 LNG선의 핵심기술인 화물창시스템의 원천기술을 확보하여 외화절감 및 조선 산업의 경쟁력을 높이는데 그 목적이 있다. 화물창 내부의 액체가 선박의 모션에 의해 생기는 슬로싱 충격 하중에 대한 LNG선의 화물창의 구조 안전성 평가는 중요한 설계 요소가 되었다. 슬로싱 현상에 의한 구조 안전성을 평가하는 가장 이상적인 방법은 유체 영역과 화물창 구조의 상호 작용을 완벽하게 구현하는 것이다. 그러나 유체-구조 연성해석은 방대한 계산 시간과 결과의 정확성을 보장하기 어렵기 때문에 불규칙적인 슬로싱 압력을 삼각파의 형태로 이상화하여 구조 안전성을 평가하였다. 따라서 본 연구에서는 슬로싱 압력은 15/1000초 동안에 최대 10bar의 압력으로 가정한 삼각파로 고려하였고, 해석 결과 한국형 LNG선 화물창(KC-1)의 보냉 판넬은 슬로싱 하중에 대해 구조적으로 건전한 것으로 평가되었다.