The concrete gravity dam is one of the most important parts of the nation's infrastructure. Besides the benefits, the dam also has some potentially catastrophic disasters related to the life of citizens directly. During the lifetime of service, some degradations in a dam may occur as consequences of operating conditions, environmental aspects and deterioration in materials from natural causes, especially from dynamic loads. Cumulative Absolute Velocity (CAV) plays a key role to assess the operational condition of a structure under seismic hazard. In previous researches, CAV is normally used in Nuclear Power Plant (NPP) fields, but there are no particular criteria or studies that have been made on dam structure. This paper presents a method to calculate the limitation of CAV for the Bohyeonsan Dam in Korea, where the critical Peak Ground Acceleration (PGA) is estimated from twelve sets of selected earthquakes based on High Confidence of Low Probability of Failure (HCLPF). HCLPF point denotes 5% damage probability with 95% confidence level in the fragility curve, and the corresponding PGA expresses the crucial acceleration of this dam. For determining the status of the dam, a 2D finite element model is simulated by ABAQUS. At first, the dam's parameters are optimized by the Minitab tool using the method of Central Composite Design (CCD) for increasing model reliability. Then the Response Surface Methodology (RSM) is used for updating the model and the optimization is implemented from the selected model parameters. Finally, the recorded response of the concrete gravity dam is compared against the results obtained from solving the numerical model for identifying the physical condition of the structure.
Passive autocatalytic recombiner (PAR) is considered as an explosive gas control system in operating NPP plants. This work investigates and evaluates hydrogen recombination performance over manufactured $Pt/TiO_2$ catalysts. When the space velocity increases, the hydrogen conversion decreased, while hydrogen depletion rate (g/sec) increases highly in $35000{\sim}100000hr^{-1}$ Gas Hourly Space Velocity (GHSV). Hydrogen conversion and depletion rate with Pt loading is investigated. As a result, there were no differences in the hydrogen conversion, but exothermic heating rate (K/sec) is increases as Pt loading increases. The catalyst showes a high hydrogen conversion efficiency of 80% under atmospheric conditions.
Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering
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v.24
no.2
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pp.79-86
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2014
This paper describes an integrity evaluation method for emergency diesel generator(EDG) and rotor part of EDG. EDG is a very important equipment in the nuclear power plant(NPP). EDG supplies electricity to the safety-related equipments for the safety shut down of NPP in an emergency situation of earthquake. The safety of the rotor part of EDG is also important during seismic impact from earthquake. The finite element modelling of the EDG including rotor part was constructed. The modal analysis of EDG was firstly performed. The first natural frequency was calculated and revealed higher than the cutoff frequency of seismic spectrum. Then the stress analysis was done to compare with the allowable stress. The safety of the rotor part was investigated by the finite element analysis of the rotor and journal bearing interaction to find film thickness and critical speed. The seismic load was applied to rotor part in a manner that the load was a weighted static load. Analysis results showed that the maximum stress was within the range of allowable stress and the film thickness is larger than the permissible minimum thickness, and the critical speed was out of the operating speed. Hence, the structural and dynamic integrity of EDG could be confirmed by the numerical analysis method used in this paper. However, dynamic analysis of a rotating rotor and supporting bearing with the seismic impact needs to be investigated in a more rigorous method since the seismic load to the rotating part complicates the behavior of rotating system.
Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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v.38
no.6
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pp.655-662
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2014
This study conducted tensile tests on an Alloy 690TT tube at room temperature (RT) and at $343^{\circ}C$ using tube- and ring-type specimens to investigate the stress-strain behavior and tensile properties of a steam generator (SG) tube in the axial and circumferential directions at RT and at the design temperature of a nuclear power plant (NPP). The results of the axial tensile test showed that yield point phenomena appeared at both RT and $343^{\circ}C$, and serrated flow in the stress-strain curve appeared at $343^{\circ}C$. Yield and tensile strengths for both directions were clearly lower at $343^{\circ}C$ compared to RT; however, the elongations were approximately the same at both test temperatures. Regardless of the test temperature, the strengths in the circumferential direction were lower by approximately 5~10 % than those in the axial direction. In addition, the test data revealed that the reduction in the yield and tensile strengths of the Alloy 690TT SG tube with the test temperature was more significant than that estimated by the temperature correction factor of ASME Sec.II.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.14
no.3
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pp.201-209
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2016
The object of this study was to evaluate the separation distance from a temporary storage facility satisfying the dose criteria. The calculation of ambient dose rates took into account cover soil thickness, facility size, and facility type by using MCNPX code. Shielding effects of cover soil were 68.9%, 96.9% and 99.7% at 10 cm, 30 cm and 50 cm respectively. The on-ground type of storage facility had the highest ambient dose rate, followed by the semi-ground type and the underground type. The ambient dose rate did not vary with facility size (except $5{\times}5{\times}2m\;size$) due to the self-shielding of decontamination waste in temporary storage. The separation distances without cover soil for a $50{\times}50{\times}2m\;size$ facility were evaluated as 14 m (minimum radioactivity concentration), 33 m (most probably radioactivity concentration), and 57 m (maximum radioactivity concentration) for on-ground storage type, 9 m, 24 m, and 45 m for semi-underground storage type, and 6 m, 16 m, and 31 m for underground storage type.
Screening performance of the existing intake screens (drum and travelling screen) on mass impingement of marine animals, a euphausiid, Euphausia pacifica and a scyphozoan medusae, Aurelia aurita that have often clogged intake screens of the Uljin Nuclear Power Plant, was tested. The maximum tolerable densities of marine animals in the inflowing seawater upon the screen were estimated with two different approaches. First the maximum density of jellyfish was calculated from (1) passing amount of seawater per unit time through the screens and (2) the covered area of animals on the screens clogged. The maximum density of krill tolerable in the drum screen was cited from a simulated record of Uljin NPP, then those in the travelling screens were also calculated using the data of drum screen and ratio of seawater amount passing through the screens under the condition of 0.5m water column (W.C.) of the differential pressure (AP) produced by screens, an established permissible limit of ${\Delta}P$. Secondly, the screening performances were also tested by hydrodynamic measurements with various screen models in a circulating water channel equipped with a speed-controlling pump and a differential pressure gauge. From the first approach, the maximum tolerable densities of drum and travelling screen were calculated as 2.0 and $1.5ind/m^3$ for the Jellyfish and 900 and $680ind./m^3$ for the euphausiid, respectively. These densities estimated from the second approach were 2.1 and $0.8ind/m^3$ for the jellyfish and 1059 and $504ind/m^3$ for the euphausiid, respectively. These estimates were compared with the data from historic clogging events to evaluate the practical performance of these intake screens. The comparisons suggest a newly improved intake-screen of which performance should be at least seven times (approximately) better than the existing ones ior the krill and 3.2 times for the jellyfish, respectively, for preventing mass impingement, and for maintaining the condition of the differential pressure between the screens below 0.3 m W.C.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.5
no.3
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pp.199-212
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2007
If a type IP-2 transport package were to be subjected to a free drop test and a penetration test under the normal conditions of transport, it should prevent a loss or dispersal of the radioactive contents and a more than 20% increase in the maximum radiation level at any external surface of the package. In this paper, we suggested the analytic method to evaluate the structural safety of a type IP-2 transport package using a thick steel plate for a structure part and a bolt for tying a bolt. Using an analysis a loss or dispersal of the radioactive contents and a loss of shielding integrity were confirmed for two kinds of type IP-2 transport packages to transport radioactive waste drums from a waste facility to a temporary storage site in a nuclear power plant. Under the free drop condition the maximum average stress at the bolts and the maximum opening displacement of a lid were compared with the tensile stress of a bolt and the steps in a lid, which were made to avoid a streaming radiation in the shielding path, to evaluate a loss or dispersal of radioactive waste contents. Also a loss of shielding integrity was evaluated using the maximum decrease in a shielding thickness. To verify the impact dynamic analysis for free drop test condition and evaluate experimentally the safety of two kinds of type IP-2 transport packages, free drop tests were conducted with various drop directions. For the tests we examined the failure of bolts and the deformation of flange to evaluate a loss or dispersal of radioactive material and measured the shielding thickness using a ultrasonic thickness gauge to assess a loss of shielding integrity. The strains and accelerations acquired from tests were compared with those by analyses to verify the impact dynamic analysis. The analytic results were larger than the those of test so that the analysis showed the conservative results. Finally, we evaluated the safety of the type IP-2 transport package under the stacking test condition using a finite element analysis. Under the stacking test condition, the maximum Tresca stress of the shielding material was 1/3 of the yielding stress. Two kinds of a type IP-2 transport package were safe for the free drop test condition and the stacking test condition.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.7
no.1
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pp.1-7
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2009
This study has been focused on determining the chemical composition of $^{14}C$ - in terms of both organic and inorganic $^{14}C$ contents - in reactor coolant from 3 different PWR's reactor type. The purpose was to evaluate the characteristic of $^{14}C$ that can serve as a basis for reliable estimation of the environmental release at domestic PWR sites. $^{14}C$ is the most important nuclide in the inventory, since it contributes one of the main dose contributors in future release scenarios. The reason for this is its high mobility in the environment, biological availability and long half-life(5730yr). More recent studies - where a more detailed investigation of organic $^{14}C$ species believed to be formed in the coolant under reducing conditions have been made - show that the organic compounds not only are limited to hydrocarbons and CO. Possible organic compounds formed including formaldehyde, formic acid and acetic acid, etc. Under oxidizing conditions shows the oxidized carbon forms, possibly mainly carbon dioxide and bicarbonate forms. Measurements of organic and inorganic $^{14}C$ in various water systems were also performed. The $^{14}C$ inventory in the reactor water was found to be 3.1 GBq/kg in PWR of which less than 10% was in inorganic form. Generally, the $^{14}C$ activity in the water was divided equally between the gas- and water- phase. Even though organic $^{14}C$ compound shows that dominant species during the reactor operation, But during the releasing of $^{14}C$ from the plant stack, chemical forms of $^{14}C$ shows the different composition due to the operation conditions such as temperature, pH, volume control tank venting and shut down chemistry.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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