• 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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• 제26권1호
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• pp.140-148
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• 1994

원전 증기발생기 2차측 제철 화학세정을 기존의 93$^{\circ}C$ 표준공정보다 고온인 1$25^{\circ}C$에서 검증시험을 수행하였다. 원전 증기발생기를 1$25^{\circ}C$에서 화학 세정한다는 가정아래 현장세정 조건을 결정하고 이를 다시 모사하여 3l 용량의 소형 검증시험 조건을 결정하였다. 1 gallon 용량의 316 스텐레스강 압력용기를 반응용기로 사용하는 화학세정 시험장치에서 검증시험을 수행하여 스러지 용해거동, 모재 부식률, 세정제 화학조성 변화거동 등을 측정하였다. 1$25^{\circ}C$ 검증시험 결과에서 93$^{\circ}C$ 표준공정보다 세정시간을 절반이하로 단축시키고도 더 효율적인 세정효과를 얻을 수 있을 뿐만이 아니라 2차측 모재의 부식률도 감소함을 확인할 수 있었다. 그러나 고온 세정공정은 아직 현장적용 경험이 없고, 별도의 외부순환 세정 장치를 이용하는 93$^{\circ}C$ 표준공정과는 달리 주냉각재의 잠열로 2차측을 가열하므로 세정이 완료될 때까지 주냉각 펌프를 계속 가동하여야 하는 단점이 있다. 가동중인 증기발생기에 대한 화학세정을 수행할 때 93$^{\circ}C$ 표준공정과 고온공정의 장 단점을 신중히 검토하여 최적공정을 적용하여야 할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.337-350
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• 1990

약 28$0^{\circ}C$에서 4.84$\times$$10^{18}$ n/$\textrm{cm}^2$의 중성자 조사를 받은 원자로 압력용기강 A533B Cl.1 기 지 금속(base metal)을 열처리한 후, 미세경도 측정과 양전자 소멸법을 사용해서 조사경화회복기구에 관한 더 정확한 연구를 하였다. 등시소둔 실험에 의해 2가지 회복과정이 존재한다는 것을 알 수 있었다. 첫번째 회복과정은 280-35$0^{\circ}C$ 사이에서 일어나며 양전자 소멸법에 의한 몇가지 파라메타 즉, 양전자 수명, 양전자 소멸밀도(I)와 Ip, Iw, R파라메타 값들에 의하면 이 회복과정에서 공공응집(agglomeration of vacancies)과 단위공공의 소멸(annihilation of monovacancies)이 일어나는 것으로 해석되었다. 또한 두번째 회복과정은 405$^{\circ}C$ 이상의 고온에서 발생하며, 양전자소멸 파라메타들은 공공형 결함 주위에 부착되었던 탄소원자의 용해, 석출물의 용해 그리고 단위공공의 소멸이 이 회복과정에서 일어나는 것으로 해석되었다. 그러고 두 회복과정의 중간 온도 영역인 305-405$^{\circ}C$에서는 탄소가 부착된 공공결집체 (vacancy clusters)의 형성과 석출물의 형성에 의한 소둔중경화(radiation anneal hardening)가 일어나는 것으로 해석되었다. Meechan-Brinkman 방법을 이용하여 활성화 에너지와 반응차수 및 그외 회복특성을 구하였다. 첫번째 회복과정의 활성화 에너지는 1.76eV로, 두번째 회복과정의 값은 2.00eV로 결정되었다. 이 값들은 다른 연구결과에 비해 낮은 편인데 이 차이는 이 연구에서 사용된 압력용기강의 낮은 탄소양에 의한 것으로 생각된다. 또한 첫번째 회복과정의 반응차수는 1.78로 두번째 회복과정의 반응차수는 1.67로 결정되었다. 회복과정에서의 반응차수가 정수가 아닌 것은 한 회복과정에 1차나 2차의 반응차수를 가진 몇 가지 기구들이 복합되어 있기 때문인 것으로 생각된다. 이것은 양전자 소멸의 몇 가지 파라메타에 의한 결과를 뒷받침한다.