• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.267-272
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• 1996

원전 구조물의 대부분은 해안가에 위치하고 있어 염해와 장기적으로 발생하기 쉬운 피로, 중성화등 각종 열화조건에 노출되어 있다. 한편 구조물의 유지관리에 관한 기술은 근본적으로 체계적으로 확립된 절차에 따라 수행되어야 하는 것이 원칙이며 특히 원자력 발전소의 경우에는 결함요인을 사전에 제거함으로써 원자력 안전성에 대한 신뢰도를 높이기 위한 자체기술의 확립이 필요하다. 이러한 필요성에 따라 "원전 안전성 관련 콘크리트 구조물의 열화에 관한 연구"에서는 체계적인 열화현상 검사 절차 및 유지관리기술의 핵심 요소라 할 수 있는 각종 검사 및 이력사항들에 대한 데이터베이스 시스템의 구축, 표준적인 보수.보강 절차를 제시하였으며, 이러한 제반 성과들이 원전 구조물의 유지관리업무에 실용화 될 때 원전의 안전성 향상에 크게 기여하리라 생각된다.여하리라 생각된다.

• Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
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• 2010.04a
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• pp.766-769
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• 2010

본 논문은 콘크리트 구조물 중 원전구조물에서 열화요인에 따른 미세구조적 변화에 대해서 평가하였다. 이는 원전구조물의 경우 열화현상이 발생하게 되면 일반 구조물에 비해 심각한 영향을 초래하기 때문에 기존의 열화 평가 방법에 의존하기 보다는 미세구조적 관점에서 콘크리트의 열화를 재평가해야 한다. 그에 일환으로 열화 요인 중 동결 융해와 황산염에 대한 미세구조 평가를 실시하였다. 동결융해의 경우, 미세구조적 관점에서의 미세공극의 양이 증가하는 것을 확인하였으나 그 증가 폭이 크지 않음을 알 수 있었으며, 물리적 실험에서도 그 변화가 매우 작음을 확인할 수 있다. 그리고 황산염에서는 초지 침지 구간에서는 플라이 애쉬를 사용한 원전 콘크리트 배합이 콘크리트에 더 유리하게 작용함을 알 수 있다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.29 no.4
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• pp.355-362
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• 2016

In order to secure the stability against strong earthquakes, isolation devices on the existing nuclear power plant have been introduced. By applying the isolation device on structures, it is possible to isolate structures from the ground motion. Therefore, the natural frequencies of the structures become longer, and the responses of the structures due to the ground motion decrease. Especially, when designing the nuclear power plant, it is important to ensure the safety of internal devices as well as the nuclear power plant itself. The floor response spectrum is commonly used in designing the internal devices. In this research, floor response spectrum is evaluated and the effect of second hardening behavior is investigated by performing earthquake analysis.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.26 no.6
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• pp.415-421
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• 2013

In order to extend the service life of a nuclear power plant(NPP) ensuring the structural safety, effective and efficient management of NPP considering structural deteriorations and various natural hazard risks has been treated as a significant tool(IAEA 1998). The systemic efforts is required to prevent the potential loss of NPPs resulting from the natural hazard including earthquakes, hurricane and flooding since the Fukushima accident. Earthquake risk of building structures can be mitigated through appropriate seismic isolation system installation. It has been known that a seismic isolation system can lead to reduction of the deleterious effect on ground motion induced by earthquakes, and structural safety can be improved. In this paper, the NPP life-cycle management is reviewed. Furthermore, effect of seismic isolation on the NPP life-cycle cost analysis with earthquake, and cost-benefit analysis in terms of life-cycle cost when applying the seismic isolation systems to NPP are introduced.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.11a
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• pp.39-40
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• 2009

2009년 4월 29일 신월성원전 건설현장에 해수가 유입되어 건설 중에 있던 구조물과 건축 재료가 해수에 침수되는 사고가 발생하였다. 이 후 지역의 대표들이 신월성침수사고 조사위원회를 구성하여 침수된 구조물의 안전성과 보수가 필요한 부분을 정량적으로 평가하고 그 결과를 발표하였다. 본 논문에서는 침수사고의 개요와 조사위원회의 구성과정 및 활동 그리고 조사위원회의 의미 등을 살펴보고 이 때 월성원전감시기구의 역할 등을 고찰하여 원전주변지역 주민의 의식변화와 이에 따른 관련기관의 역할을 기술하였다.

• Nuclear industry
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• v.15 no.7 s.149
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• pp.56-59
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• 1995

국내 원전은 내진성 확보를 위해 부지의 선정단계에서는 원전의 예상입지를 중심으로 320km 내의 지진특성과 과거지진기록을 면밀히 분석$\cdot$반영하고, 부지중심으로 반경 8km 내에 대해서는 정밀지질조사를 실시하여 단층대나 연약지반 등 지진발생 가능지역은 제외시키고 있으며, 구조물의 설계와 설치시에는 과거의 지진발생기록을 근거로 하여, 발전소 인근지역에서 발생이 가능한 최대 지진과 부지의 지반특성, 그리고 구조물의 하중 등을 복합적으로 고려하여 내진설계하고 있다. 가동중에는 각종 자동지진감시계통이 지진발생 여부를 지속적으로 계측한 후에, 설계지진값의 절반인 지반가속도 0.1g 이상의 지진을 감지하면 자동경보장치를 작동시켜 즉각 운전이 정지되도록 설계되어 있다.

• Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
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• 2010.04a
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• pp.762-765
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• 2010

본 연구에서는 원전격납구조물과 같이 고품질을 요하는 콘크리트의 내구성설계 및 관리에 필요한 구조물 건전성 평가시스템 구축의 일환으로 콘크리트 미세공극구조 형성 예측 프로그램을 개발하였다. 개발된 미세공극구조 형성 예측 프로그램은 콘크리트의 강도 등과 같은 역학적 특성 및 유해이온 확산거동 예측에 활용되는 부분으로서 기존의 연구결과로부터 개발된 모델식들을 바탕으로 개발되었다. 개발된 프로그램은 콘크리트 시험체로부터 구하여진 MIP 실험결과와 비교해 보았으며, 상관성을 검토하였다.

• Construction Engineering and Management
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• v.14 no.1
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• pp.24-29
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• 2013

• Nuclear industry
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• v.19 no.11 s.201
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• pp.39-46
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• 1999

국내 가동 원전의 운전 연수가 증가함에 따라 장기 사용 원전의 안전성 향상과 수명 관리 연구가 진행되고 있다. 원전 수명 관리는 발전소 운전 안전성과 성능을 유지하면서 최적 경제 시점인 최적 수명까지 발전소를 운전하기 위한 제반 기술 활동이다. 적절한 수명 관리로 원전을 최적 수명까지 운전하더라도 발전소는 노화에 의해 운전 안전성이 영향을 받거나 저하되지 않아야 한다. 발전 설비의 노화에는 실제의 기기나 구조물이 경년 열화에 의해 노화되는 물리적 노화와 설계 기술의 발달과 새로운 안전 개념의 적용으로 기존 기술이 낙후하는 비물리적 노화로 구분할 수 있다. 물리적 노화는 기기$\cdot$구조물$\cdot$계통의 물리적 상태 변화로 성능을 저하시키고, 비물리적 노화는 발전소 계통의 안전 개념$\cdot$기준$\cdot$기술이 새롭게 변화되지 않은 것이다. 본 논문에서는 물리적 노화는 수명 관리 연구, 비물리적 노화는 안전성 관리의 측면에서 검토하였고, 두 분야의 국내외 연구 현황$\cdot$개념$\cdot$추진 방법$\cdot$상호 관계 등을 살펴보고, 상호 유기적인 관계를 보완 할 수 있는 제도적 장치 도입 및 적용 방안에 대해 논하였다.

• Journal of the Korea institute for structural maintenance and inspection
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• v.8 no.3
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• pp.169-176
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• 2004

The Mechanistic model, considering expansion stress, coefficient of diffusion etc. to time, is applied to predict the deterioration of concrete structures of the nuclear power plant(NPP) due to sulfate attack. Mix design for the test was three kinds of specified compressive strength 385, 280 and $210kgf/cm^2$ which are used to construct NPPs and cement was type I and V. The immersion test was performed with 10% $Na_2SO_4$ solution to cement type and strength for a year. The coefficient of diffusion on each concrete mix is calculated based on the results of immersion test, and it is used for predicting the sulfate attack of the concrete structures of NPP. The coefficient of diffusion of the target concrete ranged $0.5763{\sim}3.9002{\times}10^{-12}m^2/sec.$, and the sulfate attack rate of concrete structures of the NPP was predicted as 0.1~7.1 mm/year.