슬로싱 하중은 LNG 화물창의 내부 구조물에 강한 충격을 유발시킨다. 이는 슬로싱 하중에 의해 평면이나 구석 부위에 순간 압력을 증가시키기 때문에 멤브레인 타입의 화물창에서는 매우 위험하다. 멤브레인 타입의 화물창은 선체구조에 비해 매우 유연하므로, 유체-구조 상호작용은 슬로싱 하중을 받는 화물창의 구조해석에서 매우 중요한 역할을 한다. 본 연구는 유한요소해석 기법을 이용하여 LNG 유체와 KC-1 단열시스템의 경계에 대시포트를 이용하여 유체-구조 상호작용을 고려한 해석 방법에 대해 다루었다. 결론적으로 표면 완충 효과를 적용하였을 경우, KC-1 단열시스템의 폴리우레탄폼에서 발생하는 최대응력이 약 1.5 배 낮아지는 효과가 있음을 알아내었다.
The paper deals with the structural analysis and vibration test for the scaffolding system of LNG cargo containment. The eight-stories scaffolding system has telescopic area, working area, coner area and storage area in real system. In the structural analysis, the maximum displacement and stress of the each floor for the scaffolding system are investigated by finite element method. In the vibrational analysis, the natural frequencies and mode shapes for 8-stories scaffolding system of the LNG cargo containment are investigated. In order to compare theoretical natural frequencies with experimental ones, small size of 2-step scaffolding structure is used, and the theoretical results for natural frequency have a good agreement with experimental ones.
The paper deals with the structural analysis and vibration test for the scaffolding system of LNG cargo containment. The eight-stories scaffolding system has telescopic area, working area, coner area and storage area in real system. In the structural analysis, the maximum displacement and stress of the each floor for the scaffolding system are investigated by finite element method. In the vibrational analysis, the natural frequencies and mode shapes for 8-stories scaffolding system of the LNG cargo containment are investigated. In order to compare theoretical natural frequencies with experimental ones, small size of 2-step scaffolding structure is used, and the theoretical results for natural frequency have a good agreement with experimental ones.
Under severe accidents, the pressure and temperature response has an important role for the integrity of a nuclear power plant containment. The history of the pressure and temperature is characterized by the amount and state of steam/air mixture in a containment. Recently, the heat transfer rate to the structure surface is supposed to be increased by the wavy interface formed on condensate film. However, in the calculation by using CONTAIN code, the condensation heat transfer on a containment wall is calculated by assuming the smooth interface and has a tendency to be underestimated for safety. In order to obtain the best- estimate heat transfer calculation, we investigated the condensation heat transfer model in CONTAIN 1.2 code and adopted the new forced convection correlation which is considering wavy interface. By using the film tracking model in CONTAIN 1.2 code, the condensate film is treated to consider the effect of wavy interface. And also, it was carried out to investigate the effect of the different cell modelings - 5-cell and 10-cell modeling - for KNGR(Korean Next Generation Reactor) containment phenomena during a severe accident. The effect of wavy interface on condensate film appears to cause the decrease of peak temperature and pressure response . In order to obtain more adequate results, the proper cell modeling was required to consider the proper flow of steam/air mixture.
Given the unpredictability of the occurrence of the earthquake and other potential disasters into consideration, the nuclear power plant may be confronted with beyond design-basis earthquake load in the future. The containment structure may be severely damaged under such severe earthquake loading, increasing the risk of containment concrete cracking and potential radioactive materials leaking. Moreover, initial damage caused by the earthquake may significantly alter the pressure performance of the containment under follow-up internal pressure. To compromise the dangers of beyond design-basis earthquake to the containment, an alternative of replacing the conventional concrete with fiber-reinforced concrete (FRC) to upgrade the seismic resistance capacity of the containment is attempted and thoroughly researched. In this study, the influence of various fiber types such as rigid fiber and mixed fiber is regarded to constitute fiber-reinforced PCCVs. The physical properties of traditional and fiber-reinforced PCCVs under earthquake ground motions are scientifically compared and identified by using traditional and proposed evaluation indices. The results indicate that both the traditional evaluation index (i.e. top displacement, stress, strain) and the proposed damage index are greatly reduced by the practice of fiber strengthening under earthquake ground motions.
약 콘크리트 격납구조물은 구조적 안전성이 뛰어나고 경제적이므로 원자력발전소 격납건물, LNG 저장탱크 등에 널리 사용되고 있다. 격납구조물 중 지붕 돔의 형태는 구조적 안전성, 물량 및 시공 난이도에 큰 영향을 미치므로 최적의 두께와 곡률을 도출하고자 하는 노력이 필요하다. 한편 일반적으로 PSC 구조로 설계되는 링빔은 이러한 돔을 지지하여 벽체의 변형을 최소화시키는 역할을 하며, 단면 크기와 더불어 프리스트레스 수준을 적절히 결정하는 것이 설계의 핵심이 된다. 이 연구에서는 축대칭 회전쉘의 막이론을 적용하여 본설계 시의 유한요소해석에 앞서 돔과 링빔의 초기 형상이나 프리스트레스 수준을 효율적으로 결정할 수 있는 기법을 제안하였다. 이러한 기법을 국내에서 시공된 격납구조물의 돔과 링빔에 적용하여 분석하고 단면 형상이나 프리스트레싱 설계에 대한 개선 방안을 고찰하였다.
The purpose of this study is to investigate the efficiency of various structural modeling schemes for evaluating seismic performances and fragility of the reactor containment building (RCB) structure in the advanced power reactor 1400 (APR1400) nuclear power plant (NPP). Four structural modeling schemes, i.e. lumped-mass stick model (LMSM), solid-based finite element model (Solid FEM), multi-layer shell model (MLSM), and beam-truss model (BTM), are developed to simulate the seismic behaviors of the containment structure. A full three-dimensional finite element model (full 3D FEM) is additionally constructed to verify the previous numerical models. A set of input ground motions with response spectra matching to the US NRC 1.60 design spectrum is generated to perform linear and nonlinear time-history analyses. Floor response spectra (FRS) and floor displacements are obtained at the different elevations of the structure since they are critical outputs for evaluating the seismic vulnerability of RCB and secondary components. The results show that the difference in seismic responses between linear and nonlinear analyses gets larger as an earthquake intensity increases. It is observed that the linear analysis underestimates floor displacements while it overestimates floor accelerations. Moreover, a systematic assessment of the capability and efficiency of each structural model is presented thoroughly. MLSM can be an alternative approach to a full 3D FEM, which is complicated in modeling and extremely time-consuming in dynamic analyses. Specifically, BTM is recommended as the optimal model for evaluating the nonlinear seismic performance of NPP structures. Thereafter, linear and nonlinear BTM are employed in a series of time-history analyses to develop fragility curves of RCB for different damage states. It is shown that the linear analysis underestimates the probability of damage of RCB at a given earthquake intensity when compared to the nonlinear analysis. The nonlinear analysis approach is highly suggested for assessing the vulnerability of NPP structures.
During a hypothetical severe accident in a nuclear power plant (NPP), hydrogen is generated by the active reaction of fuel-cladding and steam in the reactor pressure vessel and released with steam into the containment. In order to mitigate hydrogen hazards possibly occurred in the NPP containment, hydrogen mitigation system (HMS) is usually adopted. The design of the next generation NPP (APR1400) designed in Korea specifies 26 passive autocatalytic recombiners and 10 igniters installed in the containment for the hydrogen mitigation. in this study, the analysis of the hydrogen and steam behavior during a total lose of feed water (TLOFW) accident in the APR1400 containment has been conducted by using the CFD code GASFLOW. During the accident, a huge amount of hot water, steam, and hydrogen is released in the in-containment refueling water storage tank (IRWST). The current design of the APR1400 includes flap-type dampers at the IRWST vents which are operated depending on the pressure difference between inside and outside of the IRWST. it was found that the flaps strongly affects the flow structure of the steam and hydrogen in the containment. The possibilities of a flame acceleration and transition from deflagration to detonation (DDT) were evaluated by using Sigma-Lambda criteria. Numerical results indicate the DDT possibility could be heavily reduced in the IRWST compartment when the flaps are installed.
Several researches have been studied to enhance the seismic performance of nuclear power plants (NPPs) by application of seismic isolation. If a seismic base isolation system is applied to NPPs, seismic performance of nuclear power plants should be reevaluated considering the soil-structure interaction effect. The seismic fragility analysis method has been used as a quantitative seismic safety evaluation method for the NPP structures and equipment. In this study, the seismic performance of an isolated NPP is evaluated by seismic fragility curves considering the soil-structure interaction effect. The designed seismic isolation is introduced to a containment building of Shin-Kori NPP which is KSNP (Korean Standard Nuclear Power Plant), to improve its seismic performance. The seismic analysis is performed considering the soil-structure interaction effect by using the linearized model of seismic isolation with SASSI (System for Analysis of Soil-Structure Interaction) program. Finally, the seismic fragility is evaluated based on soil-isolation-structure interaction analysis results.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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