최근 건설되는 터널의 심도가 깊어져 난공사 구간이 증가되며, 초장대 터널의 증가로 터널 기술 개발이 필요해지고 있다. 터널의 기술개발의 하나로 터널 강지보재로 사용되는 높이 95mm 격자지보재에 사용되는 스파이더를 최적화하여 U자형과 보강재스파이더를 개발하였다. 개발된 격자지보재의 하중지지력을 평가하기 위하여 국내에서 사용되는 4절점 휨강도 실험을 실시하였으며 실내 실험을 위해 기존 격자지보재와 개발된 격자지보재의 시편을 직선으로 제작하여 실시하였다. 실험 결과 새로운 격자지보재는 기존의 격자지보재에 비하여 하중지지력이 높게 나타났다. 지지력 평가에 의한 시편의 응력-변형 거동을 분석한 결과 기존 격자지보재는 탄소성 거동이 나타났고, 새 격자지보재는 응력연화의 거동이 나타났다. 새 격자지보재는 하중이 가해지는 지점의 위치에 따라 지지력 거동이 달라짐을 알 수 있었다.
경수로 원자로 하부구조물에서 발생되는 유포의 불균일성에 기인하는 교차류와 핵연료집합체의 수력저항의 차이에 의해 발생하는 교차류, 그리고 축류 등에 의해 유발되는 연료봉의 불안정성은 핵연료손상의 원인이 될 수 있으므로, 새로운 연료 개발 시 연료봉에 대한 진동 및 안정성 해석을 수행하여 연료봉 진동과 불안정성 발생 여부를 확인하고 있다. 본 연구에서는 새로 개발된 고리 2호기용 $16{\times}16$형 개량핵연료 집합체에 대한 연료봉의 진동 및 안정성 해석을 수행하여 지지격자 높이와 위치, 그리고 지지조건 등이 연료봉의 진동특성 및 안정성에 미치는 영향을 평가하였다 그리고 해석결과에 근거하여 개량연료 집합체에서 중간지지격자 높이와 각 지지격자의 위치를 제안하였다.
The spacer grids in nuclear fuel assembly locate and align the fuel rods with respect to each other. They provide axial and lateral restraint against an excessive rod motion mainly caused by coolant flow. It is understood that each rod Is supported by multiple spacer grid. In such a case, it is important to determine spacer grid span so as to avoid resonance between the natural frequency of the fuel rods and excitation frequency. Actually dynamic characteristics of the fuel rods can be improved by assigning adequate spacer grid locations. When a dynamic performance of the structure is to be improved, design sensitivity analysis plays an important role as like many structural redesign problems. In this work, a shape design concept, different from conventional design, was applied to the problem. According to the theory shape can be a design parameter and optimal shape design can be found. This study concentrates on eigenvalue design sensitivity of the fuel rod supported by multiple spacer grids to determine optimal spacer grids positions.
A vibration test for a cylindrical rod inserted on the grid support structure was tested using the sine sweep excitation method with closed loop force control. The effect of the mounting location of a test rod on the vibration characteristics of a rod continuously supported by the full size($16{\times}16$) grid support was identified. An electromagnetic vibration shaker, non-contact displacement sensor and HP/VXI data acquisition device were used and TDAS software was also used as a data sampling and processing tools. The natural frequencies and mode shape of the test rod were consistent with the previous works of a rod vibration test with partial grids($3{\times}3,\;5{\times}5\;and\;7{\times}7$). The frequency characteristics of the rod according to the mounting location were shown clear discrepancies, but mode shapes were nearly same. As the test rod closes to the bottom clamping region of the spacer grid, peak vibration amplitudes of the rod become smaller.
노천광산이나 도로 철도의 대절토사면 등은 급경사를 형성하며 대부분이 토양층을 포함하지 않는 암반층으로 구성되어 있다. 그러나 암반 비탈면은 풍화와 파쇄가 발달해 있으며 경사가 심하여 표면침식에 의한 탈락과 붕괴가 빈번히 발생되고 있다. 이러한 암반 비탈면의 붕괴억제 등 토압의 지지를 위해 가장 널리 쓰이는 토류 구조물로는 현장 타설식 콘크리트 옹벽이나 석축 등이 있으며, 기존의 옹벽이 가지고 있는 문제점을 극복하기 위해 개발되고 있는 구조물로 기성 부재를 결합하여 시공하는 조립식 격자옹벽이 사용되고 있다. 본 연구에서는 조립식격자옹벽의 변형거동을 평가하기 위해 배면 strecher의 형상과 벽체의 높이와 경사에 따른 실내모형 실험을 수행하였다. 모형실험을 통해 옹벽경사의 변화에 따른 상대적인 변위를 측정하고 위치별 변위 특성을 분석하였다. 또한 옹벽을 구성하는 header와 strecher 중 상부하중 전달의 역할을 수행하는 rear strecher의 유 무와 rear strecher의 형태에 따른 옹벽의 거동특성, 옹벽 배면채움재의 변위 특성 및 작용점의 위치를 측정하고 조립식 격자 옹벽의 하중-변위 특성을 관찰하였다. 실험결과 조립식 격자 옹벽의 파괴는 옹벽의 높이가 감소함에 따라 파괴하중이 급격히 증가하고 최대변형률의 크기가 크게 감소하였다. 또한 동일한 경사와 높이에서 rear strecher의 형태는 최대수평변위 발생위치와 변형의 크기에 크게 영향을 주지 않으며 벽체의 경사에 더 큰 영향을 받고 있는 것으로 나타났다.
최근 국내의 PWR 발전소에서는 유체유발진동에 의한 핵연료의 Fretting Wear가 많이 발생하였다. 이는 Baffle Jetting이나 그 밖의 요인도 있을 수 있으나 핵연료의 장주기화, 높은 열적여유도등의 설계요건을 만족하기 위한 노심 내의 유동조건 변화에 기인한다. 특히 고리 2호기에서 발생한 핵연료 손상 중 15%정도가 유체유발진동으로 추정되고 있다. 따라서 본 연구는 손상 핵연료의 노심내 위치, 부위, 유동조건 등으로 부터 유체유발진동의 주요 손상 원인을 규명하는데 있다. 이를 위해 핵연료 집합체에서 발생할 수 있는 유체유발진동 메카니즘의 특징과 유동조건, 손상 핵연료의 노심내 위치, 파손 부위, 집합체와 지지격자의 기하학적 형태를 고려한 유동 방향 등을 연관 분석 결과 파손을 일으키는 주요원인을 단일 집합체 내에서 발생되는 Vortex Shedding과 인접한 집합체 사이에서 발생되는 Fluidelastic Instability의 중복효과로 규명하였다 또한 최근 핵연료 설계에 도입된 Mixing Vane의 효과가 과도하여 핵연료 손상을 일으키는 가설을 정립하였다.
Au 내부 표준시편을 이용하여 일반 전자회절도형에서도 알바이트와 올리고클레이스의 격자 상수 값을 1% 이내의 오차범위로 얻었다. 자연산 올리고클레이스 시료의 전자회절도형 지도를 작성하였고, 11개 지점의 정대축 전자회절도형을 얻었다 이러한 작업은 삼사정계민 장석으로부터 신뢰성 있는 전자현미경 연구 결과를 얻기 위해서는 필수적인 과정이다. 장식의 {001} 벽개면과 TEM의 양측경사 시료지지대를 이용하면 장석의 구조/화학 분석에 필요한 다음과 같은 정보를 획득할 수 있다: 알칼리 장석은 [001] 방향에서 * 값을, [100] 방향에서 $\alpha$* 값을 측정하여 $\alpha$* - * plot을 함으로써 미세 영역에서 Si-Al ordering 상태 및 화학 조성을 예측할 수 있다. Na-rich한 사장석은 [001] 방향에서 * 값을 측정하여 Si-Al ordering 상태를 예측할 수 있다. Na-poor한 사장석은 [100] 방향에서 e-reflection의 유무, 회절강도 및 위치 변화를 측정하여 구조 및 화학을 예측할 수 있다.
관제구역 내 항로는 주요 항만의 항계를 포함하고 있기 때문에 지리적 여건에 따라 선박 통항량이 증가하고 항로가 협소한 구간이 존재한다. 또한, 대한민국 서해안에 위치한 항만과 그 관제구역의 경우 큰 조석간만의 차로 인하여 선박 조선에 있어 강한 조류의 영향을 받게 된다. 본 논문에서는 항로 상 조류의 흐름에 따른 선박 항적 이동의 특성을 분석하여 항해 환경 변화에 따른 유의미한 정보를 생산하는 방법을 제시하고 실제 해양 사고 사례에 적용하여 그 유효성을 검증하였다. 모델 추출을 위하여 SVR seaway model, 지지벡터 회귀 모형과 격자 탐색을 통한 모수 결정을 수행하였다.
핵연료집합체는 상단고정체, 하단고정체, 지지격자체, 제어관/계측관과 핵연료봉의 5 가지 주요 구성품으로 이루어져 있다. 여기서 상/하단고정체는 다른 구성품과 달리 ASME, Section III, Division 1 - Subsection NB 의 운전조건 A, B 에서의 stress intensity limits 를 만족하여야 한다. 이중냉각 핵연료집합체는 집합체당 출력을 증가시키기 위해서 기존의 가압경수로용 핵연료집합체에서 핵연료봉의 배열과 위치를 변화시켰는데 이로 인하여 핵연료봉 내/외부유로로 냉각수가 잘 흐를 수 있도록 상/하단고정체의 유로판의 형상을 수정하여야 한다. 본 논문에서는 설계하중조건에 대하여 수정된 상단고정체 유로판의 건전성평가를 위해 수행한 응력선형화과정을 자세히 설명하고 평가결과에 대하여 기술하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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