• 한국정밀공학회지
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• 제28권2호
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• pp.233-238
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• 2011

In piping design of nuclear power plant facilities, the load stress according to self-weight is important for design values in test run(shutdown and starting). But sometimes it needs more studies, such as seismic analysis of an earthquake of power plant area and fatigue life and stress of thermal expansion and anchor displacement in operating run. In this paper, seismic evaluations were performed to nuclear piping system of Shin-Kori NO. 3&4 being built in Pusan lately. Results of seismic analysis are evaluated on basis of KEPIC MN code. The structural integrity on RCB piping system was proved.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.495-500
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• 1997

For hydrogen management in severe accidents with degraded nuclear core of PWR's, several experiments have been performed in the SNU hydrogen mixing facility. The objectives are understanding the extent of hydrogen mixing and analyzing the effects of factors which dominate uniform or non-uniform mixing at compartments in the containment building. The facility represents on a 1/11th linearly scaled model of the YGN unit 3&4, hydrogen was simulated by helium. Because there are the gaps between safety injection tank and compartment layers in the containment, the test facility was constructed in three dimentinal mode for analyzing of mixture behavior through the gaps. From the experimental results we could conclude that overall hydrogen concentration distributed uniformly in the free volume of the test compartment, but fluctuated in the gaps. This paper is focused on experimental result from several experiment.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.420-420
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.340.1-340
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• 2002

• 한국분무공학회지
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• 제4권3호
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• pp.42-52
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• 1999

An effectiveness of thermal utilization of a dousing system in the 600 MW PHWR Nuclear Power Plant has been evaluated. The behavior and conditions of water droplet sprayed in a postulated accident conditions in containment configuration has been calculated. In this calculation, two pressure conditions with the consideration of obstruction area and containment wall effect has been established : one being the minimum containment pressure of 7 kPa(g) encountered for dousing shut off and the other being the containment design pressure 124 kPa(g). The results revealed that the effectiveness of the thermal utilization ranges from 93% to 97%. In the analysis on two cases without/with side wall effect in the containment building, the thermal utilization decreases with obstruction area from 89% to 85%, which satisfies the design criteria set for the containment pressure against the accident condition.

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

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권4호
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• pp.189-193
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• 2013

경수로 사용후핵연료 건식 중간저장시설 격납건물 크기에 따른 방사선량률 추이 분석을 위하여 격납건물 외부 벽면에서의 추정연간선량을 계산하였다. ORIGEN-ARP를 사용하여 농축도 4.5 wt%, 연소도 45,000 MWd/MTU 냉각기간 10년인 사용후핵연료를 대상으로 선원항을 생산하였으며, MCNP 코드를 사용하여 저장시설 및 격납건물에 대한 모델링 및 선량률 계산을 수행하였다. 연간선량은 격납건물 외부 벽면에서의 값으로 계산하였으며, 격납건물 벽과 최외곽 배열의 저장용기와의 간격을 50 m 이상으로 설정할 경우 10CFR72에서 제시하는 연간선량인 0.25 mSv 이하의 값이 계산되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권6호
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• pp.1756-1768
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• 2021

The containment filtered venting system (CFVS) filters the atmosphere of the containment building and discharges a part of it to the outside environment to prevent containment overpressure during severe accidents. The Korean CFVS has a tank that filters fission products from the containment atmosphere by pool scrubbing, which is the primary decontamination process; however, prediction of its performance has been done based on researches conducted under mild conditions than those of severe accidents. Bubble behavior in a pool is a key parameter of pool scrubbing. Therefore, the bubble behavior in the pool was analyzed under various injection flow rates observed at the venturi nozzles used in the Korean CFVS using a wire-mesh sensor. Based on the experimental results, void fraction model was modified using the existing correlation, and a new bubble size prediction model was developed. The modified void fraction model agreed well with the obtained experimental data. However, the newly developed bubble size prediction model showed different results to those established in previous studies because the venturi nozzle diameter considered in this study was larger than those in previous studies. Therefore, this is the first model that reflects actual design of a venturi scrubbing nozzle.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제24권4호
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• pp.449-455
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• 2011

최근 가압중수형 원전 격납건물의 내압능력 및 비선형 거동에 관한 실증실험과 해석코드에 대한 검증을 위하여 인도의 BARC 주관으로 가압중수형 격납건물 1/4 축소모델을 건설하였고, 내압성능평가를 위한 국제공동연구가 수행되었다. 이 논문은 가압중수형 1/4 축소모델 격납건물에 대한 내압성능과 비선형 거동을 예측하기 위하여 유한요소해석을 수행하였고 그 결과를 도출하였다. 대상 격납건물은 기초매트와 원통형 벽체 및 돔으로 구성되어 있고, 수평 텐던의 정착을 위하여 4개의 부벽(buttress)을 가지고 있다. 유한요소해석을 위하여 ABAQUS를 이용하였고 콘크리트, 철근 및 텐던에 대한 유한요소 모델을 작성하여 극한내압해석을 수행하였다. 유한요소해석결과 콘크리트의 초기 균열은 $1.6P_d$(design pressure)에서 발생하였고, 철근의 항복은 $3.36P_d$ 그리고 극한내압능력은 $4.0P_d$ 수준으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.341.1-341
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• 2002