본 연구에서는 현재 국내에서 면진설계를 적용하여 개발중인 KALIMER(Korea Advanced Llquid Metal Reactor) 액체금속로에 대한 내진설계 및 지진해석을 위하여 핵심구조물인 원자로구조물에 대한 단순 지진해석모델을 개발하였다 이를 이용하여 면진설계의 경우와 비면진 설계의 경우에 대한 동특성분석과 시간이력 지진해석을 수행하여 비교평가하였다. 또한 ASME 설계코드에 따른 응력한계요건을 검토하기 위하여 등가 지진응력해석을 수행하고 이로부터 내진여유도를 계산하였다 지진안전성에 대한 하나의 지표로서 원자로 구조물이 견딜수 있는 최대지진하중을 결정하기 위한 한계지진하중(Limit seismic load)을 저의하였다 지진해석결과 면진된 KALIMER 원자로구조믈은 비면진된 경우에 비하여 가속도응답과 구조물간의 상대변위응답이 현저히 감소하였고 충분한 내진여유도로 인하여 한계지진하중이 0.8g로 나타났다.
지반특성에 따라 지진발생시 면진구조물과 비면진 구조물의 응답특성이 어떠한가를 평가하기위해, 1940 El Centro 지진을 입력지진으로 하고, 면진구조물로는 가압경수형 원자로격납건물을 이용하여 수평(NS) 및 수직지진입력에 대한 시간이력해석을 수행하였다. 0.5Hz 수평면진 구조물의 경우 수평방향 가속도응답은 지반특성에 무관하게 거의 변화가 없으며, 또 2Hz 이상에서 비면진구조물의 수평지진가속도응답보다 현저히 낮은 가속도응답을 갖는다. 면진베어링의 수직방향 21Hz 고유진동수는 풍화암의 경우 수직방향 가속도응답에 영향을 주지 않으나. 경암의 경우 원자로지지점에서의 수직방향 가속도응답을 전반적으로 증가시킨다. 비면진 구조물의 경우 지반의 강성이 약할수록 가속도응답이 비교적 큰 폴라크레인위치에서 수평 및 수직방향 가속도응답이 감소되는 것으로 나타났으며, 특히 수직방향의 가속도응답이 크게 감소하는 것으로 나타났다.
원자력발전소의 금속파편감시계통(LPMS : Loose Parts Monitoring System)은 원자로냉각재계통 내부에 존재할 수 있는 금속 이물질과 구조물 이완부에 의한 충격신호를 조기에 검출하여 원자로 구조물 및 핵연료 손상, 제어봉 구동장애 등을 미연에 방지하여 발전소 안전운전을 담당하는 중요 감시설비이다. LPMS는 금속 이물질이나 구조물 이완부에 의한 충격신호를 검출하기 위해 충격파에 민감한 가속도계를 원자로냉각재계통 중 금속파편이 자연적으로 모일 수 있는 각 구역의 표면에 최소 2개 이상 설치되어 있다. 원전은 규제요건에 따라 설비의 건전성 확인을 위해 24시간, 7일, 31일, 91일 마다 각 1회의 설비 건전성 시험을 수행하며, 계획예방정비기간 중에는 가속도계 주변에서 강구나 스프링 타격기를 이용한 충격시험을 통해 설비 전체의 건전성을 확인하고 있다. 설비 건전성 확인을 위해 경상운전 중에 수행하는 설비 건전성 시험에는 설비 특성상 가속도계 및 전치증폭기의 건전성을 확인할 수 없다. 따라서 본 논문에서는 경상운전 중 가속도계와 전치증폭기의 건전성을 확인할 수 있는 기법을 제시하고자 한다.
최근 신소재인 선진 복합 재료 중 탄소 섬유 강화 플라스틱(이하 CFRP라고 한다. )은 비강도, 비강성이 높기 때문에 경량화가 요구되는 여러 분야, 즉 항공기, 인공위성, 원자로, 자동차 산업분야, 조선 산업분야 등 널리 사용되고 있다. 경량화가 요구되는 분야에 사용되는 구조 부재의 형상은 평판보다는 다양한 형태의 곡면 형상을 뛰는 챌(Shell)의 형상을 갖는다. 또한 이러한 구조물에 충격이 가해 졌을 때 곡면을 갖는 구조물의 충격_응답 및 파괴형태는 평판과는 다른 양상을 보인다.(중략)
이 논문의 목적은 축대칭 프리스트레스트 콘크리트 탱크의 시간의존성 유한요소해석법을 제안하는 것이다. 오늘날 PC구조물은 교량, 포장판, 해상구조물, 원자로 격납구조물, 대규모 액체저장용 탱크 등 여러 형태의 구조물에서 그 사용 예를 쉽게 찾아볼 수 있다. 특히 본 논문에서 고려하고자 하는 압력창기나 액체 저장용 탱크의 경우 유체압력 등의 내부압력에 의해 발생하는 균열은 프리 스트레스를 도입함으로써 매우 효과적으로 제어할 수 있기 때문에 상당히 유리한 구조형식이 된다. 그러니 이러한 구조물의 해석과 설계에 있어서 균열의 예측과 더불어 콘크리트의 크리이프, 건조수축 및 PC강재의 리락세이션 등과 같은 시간 의존성 변형으로 인한 프리스트래스의 손실, 여러 단계의 긴장력을 도입함으로써 발생하는 순간변형인 탄성단축 및 이로 인한 긴장력 감소 등을 정확히 계산하는 일은 매우 복잡하고 어려운 일이다. 본 논문에서는 크리이프, 건조수축 및 리락세이션 등과 같은 시간의존성 변형과 순차적으로 다단계의 프리스트레스 도입으로 인한 순간변형 및 탄성단축의 영향을 고려한 축대칭 PC 탱크 구조물의 시간에 따른 거동 및 긴장력의 변화를 유한요소법을 적용하여 해석할 수 있는 해법체계를 정리하고 이를 전산 프로그램화하여, 축대칭 PC탱크 구조물의 시간 의존성 거동에 대한 보다 정밀한 해석을 수행하였다.
본 논문에서는 일본의 (주) 동경전력이 공개한 후쿠시마 제 1 원자력발전소 2 호기 원자로건물 지하에 위치한 S/C (Suppression Chamber) 주변의 Vent 관 조사 동영상들을 분석하였다. S/C 는 donut (환형) 모양의 구조물로 PCV (격납용기) 와 연결된 8 개의 Vent 관을 통해 원자로의 압력을 억제한다. 후쿠시마 사고 원자로의 용융 핵연료를 인출하기 위해서는 원자로 압력용기 및 PCV에 물을 채워서 방사선 선량율을 떨어뜨려야 한다. 물을 채운 후에 누설이 되면 안되기 때문에, PCV 와 S/C 사이에 연결된 Vent 관에 대한 방사능 오염수의 누설지점을 찾는 것이 중요하다. 이를 위한 사전공정으로 (주) 도시바의 4 족보행 로봇 탑재 카메라를 이용하여 8 개 Vent 관 모두를 육안 검사하였다. (주) 동경전력이 공개한 영상을 분석한 결과 고선량 감마선에 의한 Speckle 들이 관측되었다. 본 논문에서는 이러한 Speckle 분포의 특성을 분석하여 S/C 와 PCV 를 연결하는 8개 Vent 관중 방사능 오염물질이 많은 곳을 특정하고자 하였다.
원자로에서 펌프에 의해 야기되는 맥동 압력은 원자로 내부 구조물에 진동과 손상을 줄 수 있기 때문에 관심이 증가되고 있다. 본 연구에서는 냉각관과 환형관(원자로 압력 용기와 노심 보호 지지대 사이)으로 구성된 기하 형태에서 펌프에 의해 야기되는 맥동 압력을 해석할 수 있는 수력학적 모델을 개발하였다. 수학적 지배 방정식은 압축성, 비점성 유체에 대해 선형화된 Navier-Stokes 방정식이다. 냉각관과 환형관을 따로 분리하여 해석하고 두영역의 커플링 영향을 고려하였다. 또한 본 기하 형태에서 펌프맥동 압력에 영향을 미치는 주요 기하 인자에 대한 평가를 수행하였다. 본 해석 결과와 실험차를 비교하여 만족할 만한 결과를 얻었다.
페로브스카이트 구조를 가지는 전이금속 질화물인 $FeCo_3N$과 $NiCo_3N$의 전자구조를 전전자 총퍼텐셜선형보강평면파(all electron FLAPW) 방법에 의해 계산하고, 그 결과를 $Co_4N$의 전자구조와 비교함으로써 꼭지점에 위치한 Co 원자(CoI)를 Fe과 Ni 원자로 대치하였을 때의 영향을 탐구하였다. CoI원자를 각기 Fe와 Ni 원자로 대치한 경우에 면심위치의 CoII 원자의 자기모멘트는 1.458과 $1.494\;{\mu}_B$으로 대치하지 않은 경우와 비교하여 커다란 차이가 없었다. $FeCo_3N$과 $NiCo_3N$에서 꼭지점에 위치한 Fe와 Ni 원자의 자기모멘트는 각기 3.086과 $0.795\;{\mu}_B$로 거의 포화된 값을 가졌으며, 국소적 자성을 나타냈다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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