• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제15권1호
• /
• pp.59-68
• /
• 2002

원자로 내부구조물의 상부안내구조물집합체는 노심지지배럴과 내부배럴집합체와 함께 원통형의 실린더 구조이며, 유체의 난류하중과 펌프의 맥동하중으로 인한 유체유발하중을 수평방향으로 받는다. 본 논문에서는 이 유체유발하중에 대한 랜덤진동해석과 조화응답해석을 수행한 내용을 기술하였다. 이 해석을 위해 집중질량 보 요소 모델을 사용하였고, 랜덤하중과 펌프맥동하중으로 발생되는 동적응답특성을 평가하였다. 특히 원통형태의 상부안내구조물, 노심지지배럴, 내부배럴집합체 사이에서 형성되는 환형공간의 동수력 연성 효과를 고려하여 모델링 하였고, 상부안내구조물 안쪽에 설치되는 내부배럴집합체의 추가 영향을 검토하였다. 내부배럴집합체의 추가로 인한 하중조건별 최대동적응답은 구조물의 고유진동수에 영향을 받으며, 따라서 구조물의 최대동적응답은 여러 하중 조건별 동적해석 평가를 통해 보수적으로 구하여져야 한다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회A
• /
• pp.300-304
• /
• 2007

The reactor head structure assembly(RHSA) is the structure located on the reactor assembly. The purpose of the assembly is providing interface location for cables, preventing pipe whips, prohibiting instruments from becoming missiles, and restraining CEDMs' horizontal motion. On the RHSA, reactor disconnect panels(RDP) are installed. The installation location of RDP is to be decided to minimize the geometric interface with other components. Since the neighborhood of RHSA is crowded due to many connectors and cables, it is necessary to find the good design of RHSA to make an intricate situation attenuated and the required function maintained. The geometric shape and overall configuration of RHSA are determined by axiomatic design approach. The FRs of RHSA are specified and the corresponding DPs are found to satisfy FRs in sequence. The finite element analysis is carried out based on the result of the axiomatic design to evaluate the structural integrity.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
• /
• 한국소음진동공학회 2012년도 추계학술대회 논문집
• /
• pp.306-311
• /
• 2012

A reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program (RVI CVAP) of an advanced power reactor 1400 (APR1400) is being performed as a non-prototype category-2 type of reactor based on the US Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide (NRC RG) 1.20. The aim of this paper is to present the results of structural response analysis and measuring locations of a upper guide structure (UGS) assembly of the APR1400 reactor. The analysis results of the UGS assembly results show that meet the specified integrity levels of the design acceptance criteria. Also, the measuring locations are set by the analysis results of the UGS assembly and selection criteria of measuring locations prior to this study. These analysis results and measuring locations will be used as fundamental materials to design a measurement system for the APR1400 RVI CVAP.

• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제14권2호
• /
• pp.16-23
• /
• 2018

In order to investigate the ways to enhance the seismic performance of APR1400 seismic fragile equipment by direct design changes, four equipment such as Reactor Vessel Support, Integrated Head Assembly, Remote Shutdown Console, and Pressurizer are reviewed using information of the main dimensions, seismic stress evaluation results, design FRS, etc. in this paper. In addition to the direct reinforcement of equipments, the feasibility of seismic isolation for the safety related cabinet is also investigated and the actual adaption plan of a commercial spring-damper system is briefly reviewed.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
• /
• 한국소음진동공학회 2012년도 춘계학술대회 논문집
• /
• pp.907-910
• /
• 2012

Since the inner barrel assembly of the Advanced Power Reactor 1400 reactor vessel is a new design feature introduced instead of CEA(control element assembly) shroud assembly, the inner barrel assembly can be a significant object of structural integrity assessment. This paper covers the structural responses of top plate, which is a component of the inner barrel assembly, against the deterministic hydraulic load induced by pump pulsation and the random hydraulic load induced by turbulence of coolant. The top plate responds to the deterministic hydraulic load more than to the random hydraulic load and shows enough structural integrity. The results of this paper will be important basis for the selection of instruments and measurement location.

• 한국소음진동공학회논문집
• /
• 제23권1호
• /
• pp.49-55
• /
• 2013

A reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program(RVI CVAP) of an advanced power reactor 1400(APR1400) is being performed as a non-prototype category-2 type of reactor based on the US nuclear regulatory commission regulatory guide(NRC RG) 1.20. The aim of this paper is to present the results of structural response analysis and measuring locations of a upper guide structure(UGS) assembly of the APR1400 reactor. The analysis results of the UGS assembly show that the specified integrity levels meet the design acceptance criteria. Also, the measuring locations are determined by the analysis results of the UGS assembly and selection criteria of previous study. These analysis results and measuring locations will be used as a guide to design a measurement system for the APR1400 RVI CVAP.

• 전산구조공학
• /
• 제7권3호
• /
• pp.95-103
• /
• 1994

원자력발전소 부품중 안전과 관련된 구조물은 지진하중하에서 그 건전성을 유지하도록 설계되어야 한다. 그중 원자로내부구조물부품은 1차 내진분류에 속하는 것으로써 지진하중하에서의 건전성이 발전소 안전과 경제적인 관점에서 매우 중요하다. 지금까지 이러한 원자로내부구조물의 모델링에 대해서는 여러 사람들에 의해 연구되고 발표되었으나, 본 논문에서는 국내 발전소 중에서 Turn-jey base로 건설되어 이미 가동 중에 있는 영광 1&2호기의 원자로내부구조물에 대한 안전정지지진하의 거동을 Global Beam Model이라는 단순화된 모델을 이용하여 분석하였다. 이 모델의 설정을 위해서 주요부품들을 double pendulum의 보요소로 표현하였고, 이들 주요부품들의 특성해석을 범용유한 요소해석 코드인 ANSYS에 의해 구하여 이를 상부 및 하부에서 간격을 갖는 비선형 스프링으로 모델링하였다. 또한 이 비선형 스프링뿐만아니라 원자로용기와 원자로내부구조물부품들 사이의 유체동적현상을 묘사한 유체동력학적 coupling에 의해 pendulum의 보요소를 서로 연결시켜 모델링을 하였다. 가진자료인 안전정지하중은 영광 1&2호기의 원자로용기 지지부에 가해지는 응답스펙트럼을 시간이력함수로 바꾸었으며, 이 모델과 간진 하중을 가지고 비선형해석 code인 KWUSTOSS의 explicit Runge-Kutta-Gills algorithm을 이용하여 적분을 수행하므로써 안전정지지진하의 원자로 내부구조물에 대한 거동을 구하여 이 구조물의 주요부품에 대한 내진검증 및 구조물 내부에 있는 핵연료집합체의 내진 해석을 위한 입력자료를 확보할 수 있었다. 그리고 본 연구에서 사용된 Globa Beam Model의 간편성 및 효율성과 explicit Runge-Kutta-Gills algorithm에 대한 경제성을 확인할 수 있었다.파악되었 다. 그 외에도 '옥외공간이용 편리'(outdoor or recreation convenience)와 ' 이웃만족'(satisfaction with neighbors), 그리고 '주거환경 유형'(building type, building arrangement type)등도 유의한 인과적 관련을 보이므로써, 기존 문헌들이 제시하고 있는 것보다 훨씬 다양한 변수들이 다양한 경로를 통해 거주자 시각만족의 영향인자가 될 수 있는 가능성을 제시하고 있다. 가설 변수의 하나인 '길찾기의 난이 정도'(difficulty of way-finding)와 종 속변수간에 유의한 관련도가 나타나지 않은 이유로 길찾기 변수가 '시각만 족'보다는 거주자의 '안전만족'(safety)과 관련된 변수일 가능성도 아울러 지적되었다. 본 연구의 결과로부터, 주거 계획 및 설계분야 그리고 추후 관 련 연구 분야를 위한 여러 제안들이 제시되었다.에 관한 국가 규격은 국제 규격에서 저술한 바와 같이 특별히 규정된 것이 없고 VDE(Verband Deutscher Elektrotechniker: 서독전기기술 협회)와 SAE(Society of Automotive Engi- neers: 자동차 기술자 협회)에서 비교적 활발하고 Jaso(Japanese Automobile Standards Organization: 일본 자동차 표준협회)에서 많이 진행중에 있다. 본 고에서는 자동차의 전자제어에 따른 잡음 발생 요인과 전자파 간섭 관련 자동차 규격과 시험평가 방법에 대해 간단히 소개 하였다.저하에 저해요인으로서가 아니라, 인위적이던 자연적이던 간에 아들만 두면 단산하는 현행의 출산풍토하에서는 남아선호관이 오히려 출산력저하에 결정적으로 작용하고 있다고 하겠다. 태아의 성 판별을 통한 선택적 인공임신중절의 건수는 1990년 한해에

• 에너지공학
• /
• 제24권3호
• /
• pp.135-141
• /
• 2015

중대사고시 핵연료와 원자로 내부 구조물이 용융되어 원자로용기의 하부에 재배치되면 밀도차이에 의하여 상부의 금속용융물층과 하부의 혼합물층으로 나누어진다. 하부 반구의 혼합물층에서는 지속적으로 붕괴열이 발생하고 이 열은 원자로용기의 건전성을 위협한다. 본 연구는 반구 내부의 체적 열원(Volumetric heat source)이 내재된 매질에서의 자연대류 열전달 현상을 물질전달 실험방법을 이용하여 모사하였다. 황산-황산구리의 구리도금계를 물질전달계로 사용하여 모사를 수행하였다. 수정 Rayleigh 수 $3{\times}10^{14}$에 대하여 Nusselt 수는 반구 하단에서 최소값을 보였고 곡면부를 따라 최상단으로 갈수록 증가하였다.

• 대한토목학회논문집
• /
• 제13권3호
• /
• pp.59-67
• /
• 1993

부분구조법(部分構造法)으로 프리스트레스드 콘크리트 원자로격납건물(原子爐格納建物)의 지진에 대한 확률위험도분석이나 내진 안전여유평가시 상부구조에 관한 입력자료(入力資料)가 되는 구조물(構造物)의 고유전동수와 구조물 상부에서의 최대가 속도값의 구조변수(構造變數)에 대한 변동성이 연구되었다. 본 연구는 먼저 구조모델의 고유진동수에 가장 큰 영향을 미치는 구조변수를 결정하기 위하여 각 구조변수(構造變數)의 상대적(相對的) 민감도(敏感度)를 분석(分析)하였고, 각 변수의 결정에 포함될 수 있는 불확실성(不確實性)의 정도를 고려하여 Monte Carlo 수치모형실험을 수행하였다. 최대 가속도값의 변화는 직접적분(直接積分)에 의한 시간이력곡선법으로 분석되었다. 연구결과로 첫번째모드의 고유 진동수와 건물 정상부의 최대가속도값은 각 변수중 탄생계수의 영향을 가장 크게 받으며, 결정론적 방법으로 구한 값과 비교할 때 확률론적 방법으로 구한 값(평균+표준편차)은 (+)12% 정도 변함을 알 수 있다. 또한 휨강성의 불확실성을 고려하면 동적응답은 (-)4%~(+)14% 정도 달라진다.

• 한국지진공학회논문집
• /
• 제2권1호
• /
• pp.1-10
• /
• 1998

동적 지반-구조물해석과정에는 수많은 불확실성 요소가 내재되어 있다. 이러한 요소는 입력운동의 정의, 지반-구조물시스템의 모델작성, 해석기법 등에 포함된다. 이 논문은 점탄성 층상지반상의 원자로건물의 지진응답에 대한 매개변수해석을 수행한 결과를 제시한 것이다. 많은 매개변수 중에 입력운동의 정의위치, 구조물의 묻힘정도, 상부토층의 두께와 지반의 강성을 선택하여 지진응답에 미치는 영향을 중점적으로 이 연구에서 다루었다. 해석방법은 진동수에 무관한 지반임피던스를 사용하는 부분구조법인 시간영역에서의 모드중첩법이다. 지반-구조물시스템의 모드감쇠값은 각 모드에 대해 변형에너지에 대한 소멸에너지의 비를 구하여 결정되었다. 이 연구결과로부터 부분구조법에 의한 지반-구조물상호작용해석법의 실용적 이용에 참고할 수 있는 지진응답에 미치는 각 파라메터의 민감도가 제시되었다.