• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제26권1호
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• pp.73-80
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• 2022

본 연구에서는 공장에서 L형강을 이용하여 선조립한 NRC 보와 NRC 기둥을 현장에서 볼트 조립하는 NRC 보-기둥접합부 상세를 개발하였다. 개발된 접합부 상세는 NRC-J형과 NRC-JD형이다. NRC-J형은 NRC 기둥 측면의 강재 플레이트와 NRC 보의 엔드플레이트의 측면과 하부면에 TS볼트로 인장접합하는 방식이다. NRC-JD형은 전단에 대해서 NRC 보와 NRC 기둥의 측면을 고력볼트접합하고, 휨에 대해서 접합부를 관통하는 철근연결재와 보의 보강재를 겹침이음하도록하는 강접합 방식이다. 접합부 내진성능평가를 위하여, 두 가지 NRC 보-기둥 접합부 상세를 가지는 NRC-J 실험체, NRC-JD 실험체와 RC 보-기둥 접합부 상세를 가지는 RC-J 실험체 등 3개의 실험체를 제작하였다. 반복횡하중가력 실험결과, 모든 실험체의 최종 파괴형상은 보-기둥 접합면에서 보의 휨파괴로 나타났다. 정가력에 의한 실험체 최대내력은 RC-J 실험체에 비하여 NRC-J 실험체와 NRC-JD 실험체가 각각 10.1%, 29.6% 크게 나타났다. 두가지 NRC 접합부 상세 모두 KDS 기준(KDS 41 3100)의 합성중간모멘트골조 모멘트접합부에서 요구되는 최소 총층간변위각 0.03 rad 이상의 연성능력을 확보는 것으로 평가되었다. 부재각 5.7%에서 NRC-J실험체, NRC-JD 실험체가 RC실험체에 비해 약 34.8%, 61.1% 큰 누적 에너지 소산능력을 보유하고 있었다. NRC 보-기둥 접합부의 실험내력이 KDS 기준식에 의한 이론내력에 비하여 30%~53% 큰 것으로 평가되어, 기준식이 보유성능을 안전측으로 평가하였다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제26권1호
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• pp.81-88
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• 2022

NRC (New paradigm Reinforced Concrete) 보는 강판거푸집과 함께 주보강재로 사용되는 주앵글에 기본 전단보강재로 사용되는 전단앵글을 트러스 구조형태로 용접조립한 후, 현장에서 추가적인 주 철근과 전단보강근이 배근된다. 본 연구에서는 NRC 보의 전단보강재 종류(전단앵글, 경사전단보강근, U형 덮개철근)에 따른 전단실험을 통하여 NRC 보의 전단성능평가를 실시하였다. 실험결과, 실험체별 초기균열이 발생되기전 초기강성은 유사하게 나타났으며, 모든 실험체는 전단파괴되었다. 실험체의 전단보강재가 최대내력시 항복거동하였고, 전단보강재의 보강량 증가에 따라 실험전단내력이 증가하였다. 이를 볼 때 NRC 전단보강재가 전단강도 기여분에 해당하는 전단성능을 발휘하는 것으로 판단된다. 콘크리트구조기준(KDS 14 20 22)에 의한 이론내력을 산정한 결과, 전단보강재가 배근된 NRC 보 실험체들의 실험전단내력이 이론전단내력에 비하여 37~146% 크게 나타나, 이론내력식이 NRC 실험체 상세에 대하여 안전측으로 평가하였다.

• 한국전산구조공학회:학술대회논문집
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• 한국전산구조공학회 2001년도 가을 학술발표회 논문집
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• pp.561-568
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• 2001

For obtaining the time history nodal responses of reactor building, a lumped-mass beam model composed of two sticks for the reactor building and the reactor support structure is developed. The time history responses for the non-isolated and isolated reactor buildings are calculated under an artificial time history, generated using the seismic spectrum curve of US NRC RG1.60. The analysis results show that the horizontal accelerations of the isolated building are dramatically decreased to one-tenths of the non-isolated one, but the vertical responses are increased by about 40%.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권8호
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• pp.2696-2707
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• 2021

The purpose of this study is to investigate the efficiency of various structural modeling schemes for evaluating seismic performances and fragility of the reactor containment building (RCB) structure in the advanced power reactor 1400 (APR1400) nuclear power plant (NPP). Four structural modeling schemes, i.e. lumped-mass stick model (LMSM), solid-based finite element model (Solid FEM), multi-layer shell model (MLSM), and beam-truss model (BTM), are developed to simulate the seismic behaviors of the containment structure. A full three-dimensional finite element model (full 3D FEM) is additionally constructed to verify the previous numerical models. A set of input ground motions with response spectra matching to the US NRC 1.60 design spectrum is generated to perform linear and nonlinear time-history analyses. Floor response spectra (FRS) and floor displacements are obtained at the different elevations of the structure since they are critical outputs for evaluating the seismic vulnerability of RCB and secondary components. The results show that the difference in seismic responses between linear and nonlinear analyses gets larger as an earthquake intensity increases. It is observed that the linear analysis underestimates floor displacements while it overestimates floor accelerations. Moreover, a systematic assessment of the capability and efficiency of each structural model is presented thoroughly. MLSM can be an alternative approach to a full 3D FEM, which is complicated in modeling and extremely time-consuming in dynamic analyses. Specifically, BTM is recommended as the optimal model for evaluating the nonlinear seismic performance of NPP structures. Thereafter, linear and nonlinear BTM are employed in a series of time-history analyses to develop fragility curves of RCB for different damage states. It is shown that the linear analysis underestimates the probability of damage of RCB at a given earthquake intensity when compared to the nonlinear analysis. The nonlinear analysis approach is highly suggested for assessing the vulnerability of NPP structures.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제28권2호
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• pp.49-53
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• 2017

The energy distribution was calculated for an electron beam from an electron linear accelerator developed for medical applications using computational methods. The depth dose data for monoenergetic electrons from 0.1 MeV to 8.0 MeV were calculated by the DOSXYZ/nrc code. The calculated data were used to generate the energy distribution from the measured depth dose data by numerical iterations. The measured data in a previous work and an in-house computer program were used for the generation of energy distribution. As results, the mean energy and most probable energy of the energy distribution were 5.7 MeV and 6.2 MeV, respectively. These two values agreed with those determined by the IAEA dosimetry protocol using the measured depth dose.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2001년도 추계학술대회논문집 I
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• pp.498-498
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• 2001

Seismic qualification of the Main Control Boards for nuclear power plants has been performed with the guideline of AS ME Section III. US NRC Reg. Guide and IEEE 344 code. The analysis model of the Main Control Boards is consist of beam. shell and mass element by using the finite element method. and, at the same time. the excitation forces and other operating loads for each model are encompassed with respect to different loading conditions. As the fundamental frequencies of the structure are found to be less than 33Hz. which is the upper frequency limit of the seismic load, the response spectrum analysis using ANSYS is performed in order to combine the modal stresses within the frequency limit. In order to confirm the structural and functional integrity of the major components, modal analysis theory is adopted to derive the required response spectrum at the component locations. As all the combined stresses obtained from the above procedures are less than allowable stresses and no mechanical or electrical failures are found from the seismic testing, it concludes the Main Control Boards is dynamically qualified for seismic conditions. Although the authors had confirmed the structural and functional integrity of both Main Control Boards and all the component, in this paper only the seismic analysis of the Main Control Board is introduced.

• 콘크리트학회논문집
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• 제20권1호
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• pp.35-41
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• 2008

플랫플레이트 시스템은 주로 전단벽과 가새 골조와 같은 횡력저항 시스템과 함께 중력저항 시스템으로 사용된다. 따라서 지진과 같은 횡하중이 작용할 때, 중력저항 시스템은 중력하중에 대한 전달 능력을 유지하면서 일체로 연결된 횡력저항 시스템의횡변위를 견딜 수 있어야 한다. 또한 플랫플레이트 시스템은 지진에 대한 특별 상세조건에 만족하면 중간 모멘트 골조로써 횡력저항 시스템으로도 사용할 수 있다. 그러나 횡하중이 작용하는 경우 플랫플레이트 시스템은 횡변위와 불균형모멘트로 인한 뚫림 전단의 위험성은 더욱 커지게 된다. 따라서 플랫플레이트 시스템을 중력 저항 또는 횡력 저항 시스템으로 설계하는 모든 경우에 중력하중뿐만 아니라 횡하중하의 설계 내력 (모멘트와 전단력)과 변위 등의 합리적인 예측은 매우 중요하다. ACI 318 (2005)에서는 중력하중에 대한 해석시 직접설계법과 등가골조법을 제시하고 있으며, 횡하중에 대한 해석으로 유한요소법, 유효보폭법, 등가골조법을 허용한다. 이러한 해석법은 각각 장단점을 갖고 있으며, 매우 광범위한 해석 결과를 보인다. 따라서 구조 설계자들은 적절한 해석법의 선택과 해석 결과를 분석하는데 어려움을 갖는다. 본 연구의 목적은 플랫플레이트 해석법에 대한 구조 설계자들이 적절한 해석법을 선택할 수 있도록 하고, 횡하중에 대한 해석 방법으로 수정된 등가골조법의 실용성을 검증하고자 하였다. 이를 위하여 중력하중과 횡하중을 받는 7층의 플랫플레이트 구조물에 대한 내부력과 횡변위를 대상으로 유한요소해석을 수행하고 각 골조해석법의 결과를 비교하였다. 또한 각 골조해석법의 정확성은 기존 플랫플레이트 슬래브 구조물의 실험 결과와 비교하여 검증하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제33권1호
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• pp.63-72
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• 2020

본 연구의 목적은 원자로 1400(APR 1400) 원자력 발전소(NPP)의 원자로 격납건물(RCB) 내진성능에 대해 상이한 수치모델과 지진 주파수 성분의 영향을 평가하는 것이다. 집중 질량 막대 모델(lumped-mass stick model, LMSM)과 3차원 유한요소모델(three-dimensional finite element model, 3D FEM)의 두 가지 수치 모델이 시간이력해석을 수행하기 위해 개발되었다. LMSM은 기존의 집중 질량 보-요소를 사용하여 SAP2000으로 구성하였으며, 3D FEM은 각기둥 입체-요소를 사용하여 ANSYS로 작성되었다. 저주파수 및 고주파수 성분을 고려한 두 그룹의 지진파를 시간이력해석에 적용하였다. 저주파수 지진파의 응답스펙트럼을 NRC 1.60의 설계 스펙트럼과 일치되도록 조정하여 작성하였으며, 고주파수 지진파는 10Hz ~ 100Hz의 고주파수 범위를 갖도록 생성하였다. RCB의 지진응답은 다양한 높이에서 층응답스펙트럼으로 검토하였다. 수치해석 결과, 저주파수 지진에 의한 구조물의 FRS 결과는 두 수치 모델에서 매우 유사한 결과를 보였다. 하지만, 고주파수 지진에 의한 LMSM의 FRS 결과는 고차 고유 주파수 영역에서 3D FEM과 큰 차이를 보였으며, RCB의 낮은 높이에서 명확한 차이를 보였다. 3D FEM이 정확한 구조물의 응답을 나타내는 것으로 가정한다면, RCB의 LMSM은 고주파수 지진에 의한 FRS 결과의 고차 고유 주파수 영역에서 일정 수준의 불일치성을 내포하고 있다.