본 논문은 원자력 발전소의 안전에 있어 매우 큰 비중을 차지하는 모터 구동밸브(Motor-operated valve : MOV)의 성능진단에 직접 센서를 장착하지 않고 전기신호만을 이용하여 성능진단의 가능성을 보이기 위한 것이다. 모터 토크를 계산하기 위한 두 가지 방법으로서 D-Q frame 변환 방법과 Air-Gap 토크 식을 제시하였고, 계산된 두 토크 값은 정확하게 일치하였다. 부하를 변동하면서 토크미터로 측정된 토크 갑과는 1%의 오차범위 내에서 일치함을 확인했다. 따라서 두 토크 식은 모터구동 밸브의 성능진단을 위한 식으로 사용해도 좋다는 결론을 얻어낼 수 있었다. 계산된 토크를 주파수 분석함으로서 부하의 변동에 따라서 슬립 및 모터속도 주파수가 변화됨을 알 수 있었다. 즉 주파수 분석을 통해 MOV의 모터 및 구동기 부분의 성능 저하 감시에 유용한 단서를 제공해 줄 것이다. 결과적으로, MOV에서 전기신호의 분석은 시스템의 전기 및 기계적인 성능 저하 감시에 이용될 수 있을 것으로 기대된다.
사용후핵연료의 효율적인 관리를 위하여 원자력연구소에서 개발중인 사용후핵연료 차세대관리 종합공정(ACP)은 공정타당성연구 단계를 마치고 이의 실증을 위한 $\alpha$-${\gamma}$ type핫셀 건설 단계에 이르렀다. 핫셀의 설계에 앞서 사용후핵 연료를 취급하게 되는 과정에서 발생할 수 있는 방사능에 대한 환경영향평가를 정상운전 시와 사고발생 시로 나누어 수행하였다. 평가에 필요한 자료들은 공정의 개념설계 보고서와 최근 연구소부지 기상 테이터 및 부지특성 자료를 바탕으로 하였으며 기존의 유사한 시설에 대한 평가방법을 참조하였다. 각 핵종별 발생량과 방출량을 계산하여 피폭선량을 계산하였으며 평가결과 원자력법관련 규제기준과 핫셀이 위치하게 되는 IMEF 건물의 안전성분석 기준보다 매우 안전한 결과를 얻어 시설 운영에 대한 안전성을 확보하였다.
감마핵종분석을 통하여 깊이에 따른 Cs-137의 농도 분포를 조사함으로써 전라남도 해남군 화원면 소재 산수저수지에서의 연간 퇴적률, 퇴적물의 총량 및 유역에서의 추정토양유실량을 정량적으로 밝히고자 수행한 본 연구의 결과는 다음과 같다. -퇴사는 대부분 미사 크기의 입자로 구성되었고 퇴사의 pH, 유기물함량, CEC 및 치환성양이온함량은 우리나라 밭토양 및 저수지 상류지역 경작지 평균과 비슷한 수준이었으나 유효인산함량은 우리나라 밭토양 및 저수지 상류지역 경작지 평균보다 매우 낮았다. -시료채취지점에 따라 Cs-137은 $15{\sim}60\;cm$ 깊이까지 분포하였으며, $920.0{\sim}8928.4\;Bq$$m^{-2}$의 농도 분포를 보였다. -1963/64년부터 1994년까지 이 저수지의 연간 퇴적률은 1.56 cm $yr^{-1}$였고, 퇴적량은 $166530\;m^3$이었다. -저수지 유역에서 고르게 유실이 일어났다고 가정할 때 전체 면적에서 연평균 2 mm 두께의 토양이 유실되었으며, 무게로는 ha당 25 ton의 토양이 유실 되었다.
In this paper, crack propagation analyses in the inner diameter (ID) repair weld of the dissimilar metal weldment of a nozzle were performed using a finite element alternating method (FEAM). To calculate the theoretical solution for the crack tip stress intensity factor, a weak type singular integral equation consisted of crack surface traction and dislocation density function was constructed and solved in conjunction with the FEAM. A two-dimensional axisymmetric finite element nozzle model was prepared and ID repair welding was simulated. An initial crack, 10% depth of weld thickness, was assumed and crack propagation trajectory from the initial crack to the 75% depth of thickness was calculated using the FEAM. Crack growth versus time curve was also calculated and compared with the curves obtained from ASME code method. With the method constructed in this paper, crack propagation trajectory and crack growth time were calculated automatically and effectively.
Piping failures due to thermal fatigue have been widely reported in normally stagnant non-isolable reactor coolant branch lines. Since the thermal fatigue due to thermal stratification was not considered in the piping fatigue design in old NPPs, it is important to evaluate the effect of thermal stratification on the integrity of branch lines. In this study, geometrical screening criteria for Up-horizontal branch lines in MRP-132 were applied to SI(Safety Injection) lines of KSNP 2-loop and WH 3-loop. Some computational fluid dynamic(CFD) analyses on the Reactor Coolant System(RCS) branch lines were also performed to develop the regulatory guidelines for screening criteria. As a result of applying MRP-132 screening criteria, KSNP 2-loop and WH 3-loop SI lines are determined to need further detailed evaluation. Results of CFD analyses show that both valve isolation and amount of leakage through valve can be used as technical bases for the screening criteria on the thermal fatigue analysis.
본 연구의 목적은 데이터세트 형태의 디지털 정보에 대한 보존 관리 방법을 찾는 것에 있다. 이를 위해 원자력안전위원회의 MIDAS RASIS에서 생산된 RI/RG 업무기록 사례를 분석하였다. MIDAS RASIS 분석을 위해 기록관리 기능요건 체크리스트를 작성하였으며, 체크리스트 결과를 바탕으로 MIDAS RASIS 기록관리 기능을 검토하여 이관 프로세스를 제시하였다. 이와 더불어 MIDAS RASIS의 기록관리를 위한 기록관리 모듈 DB를 설계하였고 표준기록관리시스템으로 이관하는 방안을 제시하였다.
입실 단층 파쇄대에는 다양한 종류의 단층점토가 산출된다. 이들 단층점토에 대한 X-선회절분석, 고해상도분말회절분석, 전자현미경 관찰 등을 통하여 단층점토의 광물조성에 대한 연구를 하였다. 입실 단층 파쇄대에서 나타나는 단층점토는 색깔에 따라 광물 조성의 차이가 나타난다. 입실단층에서 나타나는 단층점토의 특징적인 광물은 로몬타이트이며, 주변암석에서 이 광물이 나타나지 않는 것으로 보아 풍화 변질 산물인 것으로 추정된다. 입실 단층의 단층점토의 주 구성광물은 스멕타이트이다.
해상풍력발전기는 바람 및 파도, 구조물 자중에 의해 수직-수평-모멘트의 복합하중을 받는다. 본 연구에서는 유한요소해석으로 사질토 지반에 설치된 해상풍력발전기 석션기초의 복합하중에 대한 지지력을 산정하였다. 또한 복합하중이 작용하는 중의 석션기초 주변 지반의 응력상태를 상세하게 분석하였다. 최종적으로 유한요소해석 결과를 토대로 수평 및 모멘트 지지력 산정식과 복합하중에 대한 안전성을 평가하는 지지력 포락선 식을 제안하였다.
원전 구조물의 내진해석에서 사용하는 시간이력 함수는 적절한 하중을 보장하기 위하여 설계응답스펙트럼에 부합할 뿐만 아니라 최소 PSD함수 이상의 PSD함수를 갖도록 함으로서 각각의 진동수에서 일정 크기 이상의 에너지를 갖고 있어야 한다. 도로교 구조물에서도 구조물의 대형화와 정교화로 인한 구조물의 공공 기능의 안전성이 더욱 강조되어, 설계 목적의 PSD함수의 규정이 필요하지만 적절한 절차가 개발이 되지 않아 현실적으로 적용하기 어려운 실정이다. 본 연구에서는 다수의 인공지진을 이용하여 표준 PSD함수를 계산하는 절차를 제시하고 현재의 도로교 내진설계 스펙트럼에 부합하는 표준 PSD 함수를 제안하였다.
For important structures such as nuclear power plants, In-Structure Response Spectrum (ISRS) analysis is essential because it evaluates the safety of equipment and components installed in the structure. Because most structures are asymmetric, the response can be affected by eccentricity. In the case of seismically isolated structures, this effect can be greater due to the difference between the center of mass of the structure and the center of rigidity of the isolator layer. Therefore, eccentricity effects must be considered when designing or evaluating the ISRS of seismically isolated structures. This study investigated the change of the ISRS of an isolated structure by assuming accidental eccentricity. The variables that affect the ISRS of the isolated structure were analyzed to see what additional impact they had due to eccentricity. The ISRS of the seismically isolated structure with eccentricity was amplified more than when there was non-eccentricity, and it was boosted more significantly in specific period ranges depending on the isolator's initial stiffness and seismic intensity. Finally, whether the displacement requirement of isolators can be applied to the variation of the ISRS due to eccentricity in the design code was also examined.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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