• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.484.1-484
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• 2001

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.14 no.2
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• pp.91-100
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• 2016

The neutron activation inventories in reactor vessel and its internals, and bio-shield of a PWR nuclear power plant were calculated to evaluate the effect of impurity elements contained in the structural materials on the activation inventory. Carbon steel is, in this work, used as the reactor vessel material, stainless steel as the reactor vessel internals, and ordinary concrete as the bio-shield. For stainless steel and carbon steel, one kind of impurity concentration was employed, and for ordinary concrete five kinds were employed in this study using MCNP5 and FISPACT for the calculation of neutron flux and activation inventory, respectively. As the results, specific activities for the cases with impurity elements were calculated to be more than twice than those for the cases without impurity elements in stainless and carbon steel. Especially, the specific activity for the concrete material with impurity elements was calculated to be 30 times higher than that without impurity. Neutron induced reactions and activation inventories in each material were also investigated, and it is noted that major radioactive nuclide in steel material is Co-60 from cobalt impurity element, and, in concrete material, Co-60 and Eu-152 from cobalt and europium impurity elements, respectively. The results of this study can be used for nuclear decommissioning plan during activation inventory assessment and regulation, and it is expected to be used as a reference in the design phase of nuclear power plant, considering the decommissioning of nuclear power plants or nuclear facilities.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.778-783
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• 1997

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다. 본 연구에서는 국내 영광원전 3, 4호기에 사용된 공동구조물 콘크리트와 고온용융물간의 반응특성을 실험적으로 살펴보았다. 실험은 유도가열로를 이용한 1차원 장기침식을 모사하기 위한 MEK-S1 실험이다. 실험에서는 유도로의 전원부족으로 용융풀을 형성하지 못하여 장기침식에는 실패하였다. 하지만 약 150$0^{\circ}C$의 고온 SUS 304에 의한 콘크리트의 침식을 확인할 수 있었다. 실험후 분해한 콘크리트 반응시편의 단면은 침식으로 인해 매우 불규칙한 모양을 나타내었으며, 최대침식 깊이는 24mm로 나타났다. 실험중에 발생한 가스의 성분분석 결과에서 H$_2$, $CO_2$, CO 및 $O_2$, $N_2$등의 가스가 발생된 것을 알 수 있었다.

• Journal of the Korea institute for structural maintenance and inspection
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• v.23 no.3
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• pp.136-142
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• 2019

Nuclear power plant concrete structures are in contact with the coast, and durability due to chloride attack is very important because it is used as cooling water by taking seawater. For this purpose, a 3-year long-term saltwater immersion test was carried out to evaluate chloride ion diffusion coefficient and age apponent (m) The m values of the foundation with 4,000 class was 0.35 ~ 0.39, similar to KCI or ACI suggested values. essential service water constructions and tunnels of 5,000 class were 0.44 ~ 0.53 and 6,000 class, and 0.62 of reactor containment buildings were similar to the proposed values of FIB. As a result of the prediction of the service life with the measured age coefficient, all the safety related concrete structures of the nuclear power plants satisfied the service life of more than 60 years.

• Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
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• 2011.04a
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• pp.665-668
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• 2011

철근콘크리트 구조물은 타설 후 시간이 경과함에 따라 물리적인 요인과 화학적인 요인으로 인하여 열화가 발생한다. 열화를 고려한 구조해석에서 모든 열화 관련 변수를 고려하는 것은 비효율적이다. 따라서 구조물의 거동과 밀접한 관련이 있는 중요열화변수를 정의하는 것이 필요하다. 본 연구에서는 철근콘크리트 전단벽의 경년열화 해석시 중요변수를 고려하기 위하여 민감도해석을 수행하였다. 해석결과에 의하면 재료의 경화와 관련한 변수들이 열화와 관련한 변수들보다 지진응답이 민감하게 나타났다. 해석모델의 낮은 철근비로 인하여 콘크리트의 탈락에 의한 지진응답의 변화보다 철근의 단면손실에 의한 지진응답의 변화가 크게 나타났다. 만약 원전과 같이 철근비가 높은 전단벽에서는 철근의 단면손실도 지진응답에 대한 중요변수가 될 수 있을 것으로 사료된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.503.1-503
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.483.2-483
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.340.2-340
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.487.1-487.1
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.369.2-369
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• 1999