• Journal of the Korea Institute of Building Construction
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• v.15 no.4
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• pp.425-431
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• 2015

Since the construction of Kori 1 was completed in 1978, the construction projects for nuclear power plant are increasingly expanded into domestic and foreign sites. However, some of construction sites of nuclear power plant have the problems of process delay and cost loss due to lack of ability of risk management. The construction of reactor containment building in nuclear power plant is especially dotted with many risk factors because it needs professional skills and large-scale resources due to long duration compared with different construction phase. Therefore, it needs the study that analyzes risk factors expected in construction of reactor containment building and suggests way of stable performance of projects. So, this study assesses risk factors of construction of reactor containment building. For the objectives, this study uses survey for group of minority specialists of 36 experts. The risks of 24 factors is classified by criterions of process, cost, safety, and quality and the results of assessment is analyzed by analytic hierarchy process. As the results, the importance and priority of risk factors classified by each criterion were calculated and the applicability of analytic hierarchy process was identified to analyze risk factors of nuclear power plant construction. These will be baseline data for risk management in construction phase of reactor containment building.

• Journal of the Korea Concrete Institute
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• v.15 no.1
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• pp.60-68
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• 2003

Tension tests of six half-thickness concrete containment wall elements were conducted as a part of Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) program. The aim of the KAERI test program is to provide a test-verified analytical method for estimating capacities of concrete reactor containment buildings under internal overpressurization from postulated degraded core accidents. The data from the tests reported herein should be useful for benchmarking analytical method that require modeling of material behavior including concrete cracking behavior and reinforcement/concrete interaction exhibited by the test. Major test variable is compressive strength of concrete, and its effect on the behavior of prestressed concrete panel subjected to biaxial tension is investigated.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.422-429
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• 1997

피동형 격납용기 냉각계통 해석을 위하여 격납용기 압력, 온도 과도현상 분석 코드인 CONTEMPT4/MOD5 전산코드에 피동형 격납용기 열전달 모델을 추가하였다. 외부공기의 순환에 의한 철제 격납용기와 차폐건물 사이의 환형 공간의 냉각모델은 자연대류 및 혼합 대류의 기존 실험적 상관식을 사용하였고 상부에서 분사된 물의 증발에 의한 열전달 현상은 analogy 개념을 적용한 질량전달 모델을 도입하였다. 개선된 전산코드로 1000Mwe급 원전의 피동형 격납용기에 대하여 각 실험적 상관식의 차이, 물막의 형성비율, 습식냉각 지연시간 등의 민감도 분석을 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.05a
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• pp.388.1-388.1
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• 2004

• Computational Structural Engineering
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• v.4 no.1
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• pp.17-19
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• 1991

본 글에서는 ANS(American Nuclear Society)에서 규정하고 있는 Safety Class 구조물 중 격납건물의 내진해석모델에 대해 주로 언급하며, 기타 건물(Non-Nuclear Safety "NNS")은 일반건물과 차이점이 없음으로 언급하지 않는다. U.S. NRC(Nuclear Regulatory Commision)는 참고문헌[1]에 의해 원자력 발전소내 여러건물중 SSE(Safe Shutdown Earthquake)하중에도 견디도록 규정하여 정확한 동력학적 계산이 요구되어지나, 그 이외의 건물들은 대개 등가정적 방법에 의해 해석되어진다. 이 해석방법은 여러 빌딩규정들에서 제안된 것으로 지진에 의한 동적하중을 밑면적 단력 또는 각층에 작용하는 층전단력이라는 등가의 정적하중으로 바꿔 계산되며 이 때 사용되는 해석모델은 건물의 기본진동만을 표시할 수 있는 간단한 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.569-574
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• 1997

프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 cavity의 격납용기 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심 용융물 고압분출 실험 연구를 수행하였다. 울진 1,2호기 격납건물은 국내의 Westinghouse와 CE형 원전과 달리 원자로용기 하부 cavity내 수평통로에 의한 출구가 없어 원자로용기 외곽의 환형통로를 통해 cavity와 격납건물 상부 대기와 직접 연결되어 있는 특성을 가지고 있다. 본 연구에서는 환형통로 면적, 파손 직경 용융물 질량 등에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 물, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였다. 실험결과, 노심용융물 고압분출에는 원자로용기 파손 직경이 많은 영향을 미치는 것으로 나타났고 환형통로 면적과 용융물 질량은 큰영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 또한 환형통로 면적의 감소는 노심용융물 고압분출시 cav의 압력을 다소 상승시키는 결과를 보여주었다. 본 실험 연구에서 노심용융물 고압분출에 많은 영향을 미치지 않는 것으로 나타난 환형통로 면적에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 실험 이 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.334.1-334
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.247.2-247
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.259.1-259
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.234.1-234
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• 2001