• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.4
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• pp.611-626
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• 1994

격납건물 사건수목 방법은 확률론적 안전성 평가시 격납건물 해석의 핵심을 이루는 부분으로서 계통안전 분석으로부터 파악된 주요 노심용융 사고경위와 격납건물 방호계통의 적절한 조합에 의하여 선정된 발전소손상군을 초기조건으로 하여 격납건물 파손 및 방사선원 방출에 영향을 주는 격납건물 내부에서 발생 가능한 주요 사고진행 과정을 체계적으로 다룰 수 있는 유용한 수단이다. 원자력 안전성 향상연구이후 격납건물의 건전성을 확보하기 위한 많은 노력의 결과 현재까지 격납건물 해석 및 논리체계는 상당한 기술적 진보를 이루어 왔으나 아직도 이를 기술하는 방식에는 논쟁의 여지가 많고, 중대사고와 관련된 여러 현상들을 반영할때 그것의 논리적 타당성을 객관적으로 평가할 수 있는 방법이 아직 확고히 정착되지 못함으로 인하여 격납건물 해석결과에는 많은 불확실성 이 존재한다. 또한 아직까지 기존 방법론에 대한 어떠한 종류의 체계적 분석도 이루어지지 않음으로 인하여 이들에 대한 논리적 한계점을 파악하는 데 많은 어려움이 있다. 본 연구에서는 지금까지 주로 개발, 사용되어 온 다양한 격납건물 사건수목 분석 방법론을 소개하고 이들 각각이 지니고 있는 기술적인 문제점을 고찰하며 이를 바탕으로 격납건물 사건수목이 갖추어야 할 기본논리, 구조에 대한 안내지침을 제시함으로써 효과적인 격납건물 해석 및 방법론 개발에 도움을 주고자 한다

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.801-805
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• 1998

1000 MWe 국내 표준형 원전을 대상으로 노심이 손상되는 각종 중대사고 시나리오에 대하여 방사선원항 특성을 평가하기 위하여, 2단계 확률론적 안전성 평가 방법론에 따라 방사선원 방출군을 정의하고 원전 중대사고 발생시 격납건물 손상을 가정하여 각 방출군별로 격납건물 외부로 방출되는 방사능 방출율을 정량화하였다. 도출된 19개의 그룹중에서 방출률이 작거나 발생빈도가 낮은 7개를 제외하고 12가지 대표 사고경위에 대하여 계산을 수행하였으며, 분석결과는 격납건물 내에서 감쇄효과가 작은 증기발생기 세관 파단사고, 격납건물 격리 실패사고 및 조기 격납건물 파손사고 둥이 상대적으로 큰 방사능 방출량을 보여주었다

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.1017-1023
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• 1995

본 연구는 원자로 격납건물 내압해석에 있어 대표적 기하학적 변 단면을 변수로 하여 그 영향을 분석함으로써 격납건물 구조건전성시험(SIT : Structural Integrity Test)시 정확한 계측계획의 수립 및 시험결과와 비교 평가를 위한 해석상의 고려사항을 도출하고자 수행되었으며, 장비출입구 주변의 단면 설계를 위한 부분모델 작성시 고려되어야 하는 비 영향 영역 범위를 설정하고자 수행되었다. 해석결과 본 논문에서 고려된 대표적 기하학적 변단면의 영향이 비교적 큰 것으로 평가되어 격납건물 구조건전성 시험의 수행 및 평가에 고려되어야 할 요소가 도출되었으며 부분모델 작성시 고려되어야 하는 비영향 영역을 설정 할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.298-303
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• 1997

실제의 격납건물의 구조는 하부 원통형의 구조를 가지는 영역과 상부 돔 형태와 굴뚝 형태의 구조를 가지는 영역으로 나눌 수 있다. 하부 원통형의 구조만을 고려한다면, 고온의 철제 벽면과 콘크리트 벽면 사이의 gap 크기에 비해서 원통의 반지름이 상대적으로 매우 큰 값을 가지기 때문에 2차원 무한평판으로 가정하는 것이 가능하다. 그러나 돔 및 굴뚝 영역에서는 높이가 높아질수록 돔 단면직경이 감소하고 굴뚝 영역도 유동단면적이 작은 원통의 구조를 가져 2차원 무한평판의 가정에 많은 무리가 따른다. 앞에서 명시한 세 가지의 격납건물 형태에 있어서 ASPWR의 경우는 굴뚝을 포함한 영역까지도 무한평판으로 가정하는 것이 가능하나(돔에서의 열전달 단면적이 하부의 열전달 단면적에 비해 매우 작다는 가정을 한다면) 나머지 AP600과 HWRF의 격납건물에 있어서는 상부까지도 무한평판 가정을 사용하는 것에는 무리가 있다. 본 연구에서는 일반적인 유체해석 코드인 FLUENT V4.3을 이용하여 실제 격납건물 구조에 대한 분석을 시도하여 무한평판 구조에 대한 가정이 과도한 열전달량을 예측하고 있음을 확인하였다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.24 no.3
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• pp.343-351
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• 2011

Nuclear containment building is the last barrier for being secure from any nuclear power plant accident. Therefore, it is very important to understand the ultimate capacity of nuclear containment building to loads associated with severe accidents. LOCA (loss of coolant accident) is considered as the basic accidental load and CANDU-type containment building is considered as a target structure in order to conduct the numerical analysis for the structural safety of a containment building. The CANDU-type containment building is a prestressed concrete shell structure which has the dome and the cylindrical wall and is reinforced with bonded tendons. In this paper, the evaluation of ultimate internal pressure capacity was carried out by nonlinear analysis of a prestressed concrete containment building using 3-dimensional structural analysis system.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.831-836
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• 1998

원자로 격납건물은 그 기능적 중요성 때문에 건설종료후 반드시 원자로 가상사고를 가정한 조건에 대해 구조적 건전성을 입증하여야 한다. 본 논문은 이러한 요건에 따라 수행된 월성 3호기 원자로 격납건물 구조건전성 시험(SIT : Structural Integrity Test)의 개요와 결과를 분석한 것으로 시험결과 월성 3호기는 설계시 고려한 허용범위내에서 거동하였으며 사고시 압력하중이 큰 경수로형 원자로와 달리 시험기간중 외기 온도 변화에 민감한 변화를 보인 것으로 확인되었다. 아울러 시험결과의 정확한 평가를 위해서는 시험전 충분한 기간동안 온도변화가 계측되어야 하며, 계측기 출력의 안정화가 계측성과의 신뢰도를 높이는 필수인자임이 확인되었다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2002.11a
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• pp.34-39
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• 2002

원자력발전소(원전)에서 발생 가능성이 거의 없지만, 그래도 핵연료의 용융을 가져오는 중대사고가 발생하면 다량의 수소가 발생한다. 즉, 노심이 노출됨에 따라, 노심은 과열되고 핵연료 피복재인 지르코늄이 수증기와 반응을 하여 산화되면서 수소를 생성하게된다. 원자로내에서 생성된 수소는 발생된 수소는, 원자로 냉각재계통(Reactor Coolant System, RCS)이 건전하다면 RCS내에 축적되고, RCS에 누설 경로가 있다면 격납건물로 방출되어 격납건물에 축적된다.(중략)

• Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
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• 2010.04a
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• pp.696-699
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• 2010

원자력 발전소의 격납건물은 인위적 또는 자연적 재해로부터 방사능의 외부누출을 방지함으로써 공중을 보호하는 역할을 하기 때문에 지속적인 건전성 확인을 통해 안전을 확보하는 것이 필수적이다. 격납건물의 구조적 건전성 확인은 통상 주기적으로 콘크리트에 대한 비파괴강도, 균열 및 중성화, 프리스트레스 텐던의 유효 긴장력 등의 측정을 통해 수행되고 있으나, 이러한 검사는 국부적인 건전도 정보만을 제공할 뿐 격납건물과 같은 대형 구조물 전체의 건전성에 대한 신뢰성 있는 평가 결과를 얻는데 많은 시간과 경비가 소요된다는 단점이 있다. 이러한 단점은 최근 구조물 전체의 상태를 평가하는 방법으로 주목받고 있는 구조건전성모니터링(Structural Health Monitoring, SHM)기법을 이용하여 극복할 수 있다. 본 논문에서는 실제 운전 중인 격납건물을 대상으로 상시진동 측정을 수행하였으며, SHM 기법의 기초자료로 활용될 수 있는 동적특성, 즉 격납건물의 고유진동수와 모드형상을 제시하였다.

• Computational Structural Engineering
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• v.8 no.1
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• pp.4-12
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• 1995

원자로 격납건물(Reactor Containment Bldg)은 정상가동시는 물론 냉각재상실사고(LOCA)를 포함하는 설계기준사고(DBA) 및 설계기준지진(DBE) 발생시 구조물 자체의 건전성 확보는 물론 주기기(NSSS Equipment)를 포함하는 안전관련 계통 및 기기를 안전하게 보호/지지하므로써 핵누출을 방지하여 발전소 종사자를 포함하는 국민의 재산과 생명을 보호하는 역할을 하는 원자력발전소에서 가장 중요한 구조물이다. 원자로 격납건물은 압력용기(Pressure Vessel : 설계내압 5 psi 이상인 용기)로 설계되는 격납용기와 1, 2차 차폐구조 등의 내부구조물로 구성되는데 이 중 본 소고에서는 격납용기의 해석 및 설계 그리고 구조건전성 시험 및 사용중검사에 대해서만 간략하게 기술한다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2003.05a
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• pp.371-376
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• 2003

원자력 발전소에서 격납건물 계통의 건전성 유지는 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident: LOCA) 및 주증기관 파단(Main Steam Line Break : MSLB) 사고와 같은 설계기준사고 시 격납건물의 최대 온도/압력을 평가하는 격납건물 성능 평가는 격납용기 내에 방사능 물질을 효율적으로 가두어 방사능 피해로부터 공공의 안전을 확보할 수 있느냐 하는 관건이다.(중략)