• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.216-221
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• 2016

Background: Very fine radiation-induced aerosol particles are produced in intense radiation fields, such as high-intensity accelerator rooms and containment vessels such as those in the Fukushima Daiichi nuclear power plant (FDNPP). Size measurement of the aerosol particles is very important for understanding the behavior of radioactive aerosols released in the FDNPP accident and radiation safety in high-energy accelerators. Materials and Methods: A combined technique using wire screens and imaging plates was developed for size measurement of fine radioactive aerosol particles smaller than 100 nm in diameter. This technique was applied to the radiation field of a proton accelerator room, in which radioactive atoms produced in air during machine operation are incorporated into radiation-induced aerosol particles. The size of $^{11}C$-bearing aerosol particles was analyzed using the wire screen technique in distinction from other positron emitters in combination with a radioactive decay analysis. Results and Discussion: The size distribution for $^{11}C$-bearing aerosol particles was found to be ca. $70{\mu}m$ in geometric mean diameter. The size was similar to that for $^7Be$-bearing particles obtained by a Ge detector measurement, and was slightly larger than the number-based size distribution measured with a scanning mobility particle sizer. Conclusion: The particle size measuring method using wire screens and imaging plates was successfully applied to the fine aerosol particles produced in an intense radiation field of a proton accelerator. This technique is applicable to size measurement of radioactive aerosol particles produced in the intense radiation fields of radiation facilities.

• 한국지진공학회논문집
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• 제9권6호
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• pp.13-19
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• 2005

원자력발전소의 기기, 배관 시스템과 같은 부속구조물의 동적 응답을 먼기 위해 사용되는 층응답스펙트럼은 일반적으로 주구조물과 부속구조물의 동적 상호작용이 반영되지 않고 만들어진다. 본 연구에서는 기기와 구조물의 동적 상호작용이 고려된 해석을 통해 층응답스펙트럼을 생성시키는 해석법을 기술하였다. 이 방법은 기기를 모사하는 단자유도계와 기기가 놓여있는 구조물의 임피던스로 분할되는 부분구조 해석법을 적용하여 기기의 응답을 구한다. 단자유도계의 진동수, 감쇠비 및 질량 특성을 변화시키면서 최대 동적 응답을 계산함으로써 일련의 층응답스펙트럼을 작성한다. 전형적인 원자력발전소의 원자로 구조물에서 본 방법을 고려한 층응답스펙트럼과 기기를 포함한 전체 해석으로부터 작성된 층응답스펙트럼과 비교함으로써 본 연구의 타당성을 확인하였다. 기기-구조물 상호작용 효과를 확인하기 위하여 구조물 질량의 1% 이내인 기기에 대하여 기술된 방법과 기존 방법을 각각 적용하여 최대 응답값을 비교하였다. 그 결과 지배 진동수 부근에서 기기-구조물 상호작용을 고려한 응답이 그렇지 않은 경우인 기존방법의 응답에 비하여 저감되는 현상을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권1호
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• pp.1-16
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• 1996

축소한 격납용기 내부 핵연료재장전수저장탱크의 안쪽에 설치한 열교환기 튜브의 주요 매개변수들이 풀핵비등 열전달에 미치는 복합적인 영향을 극명하기 위해 튜브 외경, 표면 거칠기, 그리고 튜브 설치 방향에 대한 다양한 조합들을 환용하여 열유속 q'quot;와 과열 온도 차이 $\Delta$T 간의 관계에 대한 총 1,966 개의 실험값을 취득하였다. 이 실험 결과들에 의하면, (1) 표면 거칠기 증가는 수평 및 수직 튜브 모두에 대해 열전달을 향상시키고, (2) 기포 생성에 따른 두가지 열전달 기구인 주변 액체 운동증가에 의한 열전달 향상과 기포층 및 기포 군집 형성에 의한 열전달 감소는 50㎾/$m^2$의 열유속을 경계로 낮은 열유속과 높은 열유속 영 역 에서 서로 다르게 관찰되는데, 이것은 튜브 설치 방향과 표면 거칠기의 크기와 관련이 있으며, (3) 튜브 외경 증가는 수평 및 수직 튜브 모두에 대해 열전달을 감소시키는데, 그 영향정도는 수평보다 수직구조에서 더 크다. 수평 및 수직 튜브들에 대해 열유속 q'quot;와 표면 거칠기 ($\varepsilon$) 및 튜브 외경 (D) 사이의 관계를 결정하는 두 가지 실험식을 개발하였다. 그리고, q'quot;만의 함수로된 풀핵비등 열전달계수( $h_{b}$ 에 대한 간단한 실험식도 부가적으로 개발하였다. 실험식도 부가적으로 개발하였다.'quot;만의 함수로된 풀핵비등 열전달계수($h_{b}$ 에 대한 간단한 실험식도 부가적으로 개발하였다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제28권6호
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• pp.673-683
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• 2016

최근 전 세계적으로 발생하고 있는 각종 사고 및 테러공격 등으로 인한 폭발, 충돌, 화재 사고가 빈번하게 발생하고 있으며, 특히, 2001년 미국 세계무역센터와 펜타곤에 발생한 9.11 테러사건 이후 사회적인 안전 불감증이 더욱 고조되고 있다. 또한, 2011년 일본 후쿠시마 원전사고로 인한 원전 격납건물 손상 시 발생할 수 있는 물리적, 환경적 위험성에 대한 사회적 불안감이 날로 커짐에 따라 원전격납건물, 가스탱크 등에 널리 사용되는 프리스트레스트 콘크리트 구조물에 대한 극한하중 연구가 다양하게 진행되고 있다. 본 연구에서는 2방향 비부착 프리스트레스트 콘크리트 패널 부재의 폭발저항성능을 분석하기 위하여 $1,400{\times}1,000{\times}300mm$의 철근콘크리트(RC), 프리스트레스 텐던으로만 보강된 콘크리트(PSC), 프리스트레스 텐던과 철근으로 보강된 콘크리트(PSRC) 시편을 제작하였다. 폭발하중은 ANFO 55 lbs 의 장약량을 1.0 m 이격거리로 적용하였으며, 측정하고자 하는 데이터는 초기 압력폭발하중 뿐 아니라, 반사압력, 충격량, 중앙부의 처짐, 가속도, 철근 및 콘크리트, 텐던의 변형률을 측정하여 분석하였다. 본 연구는 향후 국내외 프리스트레스트 콘크리트에 대한 방호설계 및 폭발해석 등 관련 연구분야의 중요한 자료가 될 것이라 판단된다.

• 에너지공학
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• 제25권2호
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• pp.1-20
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• 2016

원전의 설계기준사고 및 중대사고 해석에서 응축열전달 모델은 매우 중요하며, 특히 피동냉각계통의 개발이 활발히 진행됨에 따라 그 중요성이 더욱 부각되었다. 그런데, 원자로건물 내부에서와 같이 비응축성기체가 존재하는 경우 응축열전달은 현저히 감소하므로 원전 안전해석에서 이를 고려한 응축열전달 모델이 주목받고 있다. 본 연구에서는 냉각재상실사고 등이 발생하는 경우 원자로건물 내부의 상황과 유사한 열수력 조건에서 수행된 응축열전달 실험자료를 이용하여 중대사고 해석코드 MELCOR 1.8.6의 응축열전달 모델을 평가하였다. 실험조건을 응축면의 형상에 따라 네 가지(수직평판, 수직관 외벽, 수직관 내벽, 수평관 내벽)로 분류하였고, 각 분류별 실험들을 MELCOR 코드로 해석하였다. 해석결과, 수직관 내벽을 제외한 나머지 조건에서 MELCOR 코드가 응축열전달을 전체적으로 저 예측하여 개선이 필요한 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권2호
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• pp.113-119
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• 2011

원자력발전소에서 나온 사용후핵연료 건식저장시스템의 안전한 운영과 유지는 기본적으로 적절하게 선택된 설계기준에 좌우된다. 저장시스템의 가장 중요한 설계목표는 저장된 사용후핵연료로부터 작업자의 안전과 대중에게 과도한 위험이 없이 보관, 취급, 수납 및 감시할 수 있는 신뢰를 제공하는 것이다. 이러한 목표를 달성하려면, 시스템의 설계, 사용후핵연료로부터의 잔류 열을 제거하고 방사선 차폐를 제공함과 동시에 설계 기준에 지정된 시스템의 수명동안 격납을 유지하기 위한 기능을 포함한다. 운영 중 발생가능한 설계사항은 설계 기준에 반영되어야 한다. 본 논문에서는 건식저장시스템의 일반적인 성능 요구 사항을 소개하였다. 저장시스템은 인허가를 위한 규제 요구사항과 연관하여 사용후핵연료를 저장할 수 있도록 설계된다. 여기서 최대연소도의 증가는 냉각기간과 맞물려 가감할 수 있다. 이때 열부하와 방사능의 크기가 최대 설계기준 연소도의 기준을 설정하는 주요한 인자가 된다. 이외에 건식저장시스템의 설계기준사고와 다른 분야 즉 기계 및 구조 그리고 차폐 및 방사선적인 요구사항들의 종류가 기술되었다.

• 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.

• 콘크리트학회논문집
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• 제27권5호
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• pp.481-488
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• 2015

이 연구에서는 고강도 철근이 사용된 철근콘크리트 패널 실험체의 파괴에 이르기까지의 전반적인 거동특성을 합리적으로 예측하기위한 해석적 방안을 마련하는 것을 목표로 한다. 다양한 하중 조건과 설계 변수하에서 실제 격납구조물 벽체 두께의 1/3 규모를 갖는 총 12개의 철근콘크리트 패널 실험체를 검증 대상으로 선정하여 저자 등에 의해 개발된 비선형 유한요소해석 프로그램(RCAHEST)을 적용하여 해석을 수행하였다. 균열 발생 시점에서의 전단 강도와 최대 전단 강도에 대한 실험과 해석으로부터의 평균과 변동계수는 각각 1.03과 12% 및 0.97과 9%정도로 예측되었다. 최대 전단 강도에서의 전단 변형률에 대한 실험과 해석으로부터의 결과는 평균과 변동계수가 각각 0.96과 30% 정도로 예측되었다. 결과를 종합해 볼 때, 이 연구에서 새로운 수정한 구성방정식을 적용한 해석프로그램은 그 해석 결과에 비교적 높은 신뢰도를 확보하고 있는 것으로 판단된다.

• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제5권1호
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• pp.21-28
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• 2017

최근 원자력 발전소 및 LNG 탱크의 외벽을 제작하는데 있어 강판 콘크리트(steel-plate concrete, SC)와 같은 합성형 구조모듈(steel-plate concrete panel, SCP)의 사용이 증가하고 있다. SCP는 공장에서 생산 한 후 이송되므로, 이송에 드는 비용을 줄이기 위해 경량화가 필수적이다. 이때 경량골재 콘크리트를 사용해 SCP의 내부를 채워 밀도를 낮출 수 있지만, 현재 콘크리트 배합법은 콘크리트의 품질을 확보하기 위해 경량골재의 사용량이 제한되어 경량화에 한계가 있다. 본 연구에서 제안하는 프리플레이스트 경량 콘크리트 배합법은 거푸집 내 경량골재를 먼저 채운 후(pre-packing) 그라우트를 주입하는 공법으로, 콘크리트의 품질확보 및 밀도를 낮출 수 있다. 다양한 종류의 경량골재 및 그라우트 배합을 사용해 실험을 수행하였고, 밀도 $1,600kg/m^3$, 압축강도 30MPa급 프리플레이스트 경량 콘크리트 배합비를 선정하여 SCP 시편을 제작하였다. 제작된 SCP 시편의 구조성능 시험을 위해 3점 휨 실험을 수행하였다. 고유동 콘크리트를 사용해 SCP의 내부를 채운 시편과 비교해 프리플레이스트 경량 콘크리트를 사용해 제작된 SCP 시편은 비슷한 수준의 휨 저항 성능을 보였으며 밀도가 30% 이상 낮았다. 따라서 프리플레이스트 경량 콘크리트를 사용해한 SCP 제작 시, 기존의 SCP와 비슷한 수준의 구조성능을 가지며 밀도를 낮춰 이송 비용을 감축할 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국지반공학회지:지반
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• 제7권1호
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• pp.41-52
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• 1991

본 연구에서는 말뚝 기초로 지지된 상부 구조물의 동적 해석을 하였다. 구조물 해석에는 반무한체 방법을 이용하였으며, 이 방법의 입력자료가 되는 임퍼 던스 함수를 구하는 방법과 각 방법으로 구한 상부구조물의 거동을 상호 비교해 보았다. 먼저 단말뚝에 대한 임피던스 함수를 Equivalent Cantilever 방법, Novak이 제안한 방법, Gazetas가 제안한 방법, Kuhlemeyer가 제안한 방법으로 구하였으며, 군 효과는 Novak에 의 해 제안된 방법, 군 효과 비(Group Efficiency Ratio, GER), Poulos가 제안한 정적영향계수를 이용한 방법, Kaynia 8E Kausel이 제안한 동적영향계수를 이용한 방법 등을 이용하였으며, 구조물의 상부 변위, 저 면에서의 전단력과 휨모우먼트에 대한 상호 비교를 하였다. 본 연구에서 얻은 결론은 다음과 같다. 1. 각 방법으로 구한 강성과 감쇠 값은 그 차이가 상당히 크게 나타났으며, Novak이 제안한 방법이 가장 작고, Kuhlemeyer가 제안한 방법이 가장 크게 나타났다. 또한,각 방법에 의한 군효과를 비교, 분석해 본 결과 강성효과는 비교적 유사한 결과를 보이나, 감쇠의 경우 군효과의 차이가 큼을 알 수 있었다. 2.말뚝의 설치로 인해 상부변위는 200A이상 감소하였으며,반면에 말뚝 설치로 인한 강성 증가 효과로 인해 저면에서의 전단력과 휭모우먼트는 크게는 2배 이상 커짐을 알 수 있으며, 공명 현상을 일으키는 frequency가 약 2배 이상 증가함을 알 수 있다. 3. 말뚝 시스템의 강성과 감쇠의 산정시 주파수 종속값과 독립간을 사용한 차이로 인한 상부변 위,저 면에서의 전단력,횝모우먼트의 변화는 비교적 적은 것으로 나타났다. 4. 지진가속도가 커짐에 따라 말뚝의 설치에 의한 상부변위 감소 효과가 더욱 커짐을 알 수 있다.