Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.21
no.4
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pp.503-516
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2023
A transfer cask serves as the container for transporting and handling canisters loaded with spent nuclear fuels from light water reactors. This study focuses on a cylindrical transfer cask, standing at 5,300 mm with an external diameter of 2,170 mm, featuring impact limiters on the top and bottom sides. The base of the cask body has an openable/closable lid for loading canisters with storage modules. The transfer cask houses a canister containing spent nuclear fuels from lightweight reactors, serving as the confinement boundary while the cask itself lacks the confinement structure. The objective of this study was to conduct a structural analysis evaluation of the transfer cask, currently under development in Korea, ensuring its safety. This evaluation encompasses analyses of loads under normal, off-normal, and accident conditions, adhering to NUREG-2215. Structural integrity was assessed by comparing combined results for each load against stress limits. The results confirm that the transfer cask meets stress limits across normal, off-normal, and accident conditions, establishing its structural safety.
Reinforced concrete bearing walls (RCBWs) are one of the most applicable structural systems. Therefore, vulnerability analysis and rehabilitation of the RCBW system are of great importance. In the present study, in order to the more precise investigation of the performance of this structural resistant system, pushover and nonlinear time history analyses based on several assumptions drawing upon experimental research were performed on several models with different stories. To validate the nonlinear analysis method, the analytical and experimental results are compared. Vulnerability evaluation was carried out on two seismic hazard levels and three performance levels. Eventually, the need for seismic rehabilitation with the basic safety objective (BSO) was investigated. The obtained results showed that the studied structures satisfied the BSO of the seismic rehabilitation guidelines. Consequently, according to the results of analyses and the desired performance, this structural system, despite its high structural weight and rigid connections and low flexibility, has integrated performance, and it can be a good option for earthquake-resistant constructions.
This study proposes a multi-scale dynamic system reliability analysis of control system as a method of quantitative evaluation of its performance in probabilistic terms. In this second paper, we discuss the control effect of the viscous damper on the seismic performance of the structure-level failure. Since the failure of one structural member does not necessarily cause the collapse of the structural system, we need to consider a set of failure scenarios of the structural system and compute the sum of the failure probabilities of the failure scenarios where the statistical dependence between the failure scenarios should be taken into account. Therefore, this computation requires additional system reliability analysis. As a result, the proposed approach takes a hierarchial framework where the failure probability of a structural member is computed using a lower-scale system reliability with the union set of time-sequential member failures and their statistical dependence, and the failure probability of the structural system is again computed using a higher-scale system reliability with the member failure probabilities obtained by the lower-scale system reliability and their statistical dependence. Numerical results demonstrate that the proposed approach can provide an accurate and stable reliability assessment of the control performance of the viscous damper system on the system failure. Also, the parametric study of damper capacity on the seismic performance has been performed to demonstrate the applicability of the proposed approach through the probabilistic assessment of the seismic performance improvement of the damper system.
This paper presents the structural health monitoring (SHM) of Shanghai Tower. In order to provide useful information for safety evaluation and regular maintenance under construction and in-service condition, a comprehensive structural health monitoring (SHM) system is installed in Shanghai Tower, which is composed of a main monitoring station and eleven substations. Structural responses at different construction stages are measured using this SHM system and presented in this study. Meanwhile, a detailed finite element model (FEM) is created and comparison of results between SHM and FEM is carried out. Results indicate that the time-dependent property of concrete creep is of great importance to structural response and the measured data can be used in FEM updating to obtain more accurate FEM models at different construction stages. Therefore, installation of structural health monitoring system in super-tall buildings could be considered as an effective way to assure structural safety during the construction process.
Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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v.33
no.8
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pp.826-831
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2009
The piping systems in nuclear power plant are composed of various typed pipes such as straight, elbow pipe, branch and reducer etc. The elbow is connected from straight pipe to another pipes in order to establish the complicated piping system. Elbow is one of very important components considering management of wall thinning degradation. It is however applied by various loads such as system pressure, earthquake, postulated break loading and many transient loads, which provoke simply the internal pressure, bending and torsional stress. In this study, firstly pipes in the secondary system of the nuclear power plant are classified as pipe size and type for selecting the investigating range. Next, a large number of finite element analysis considering the all typed dimensions of commercial pipe has been performed to find out the behavior of TES(twice elastic slop) plastic load of elbows, which is based on evaluation of the structural safety factor. Finally performance based structural safety factor was investigated comparing with maximum allowable load by construction code.
The safety of station structures among railway infrastructures should be considered as a top priority because hundreds of thousands passengers a day take a subway. The station structures, which have been being operated since the 1970s, are especially vulnerable to the earthquake and long-term vibrations such as ambient train vibrations as well. This is why the structural-health monitoring system of station structures should be required. For these reason, Korean government has made an effort to develop the structural health-monitoring system of them, which can evaluate the health-state of station structures as well as can monitor the vulnerable structural members in real-time. Then, through the monitoring system, the vulnerable structural members could be retrofitted. For the development of health-state evaluation method for station structures with the real-time sensing data measured in the fields, authors carried out the numerical simulations to develop evaluation algorithms based on statistical pattern recognition techniques. In this study, the dynamic behavior of Chungmuro station in Seoul was numerically analyzed and then critical members were chosen. Damages were artificially simulated at the selected critical members of the numerical model. And, the supervised and unsupervised learning based pattern recognition algorithms were applied to quantify and localize the structural defects.
This study proposes a dynamic reliability analysis of control system as a method of quantitative evaluation of its performance in probabilistic terms. In this dynamic reliability analysis, the failure event is defined as an event that the dynamic response of the structural system exceeds a displacement limit, whereas the conventional reliability analysis method has limitations that do not properly assess the actual time history response of the structure subjected to dynamic loads, such as earthquakes and high winds, by taking the static response into account in the failure event. In this first paper, we discuss the control effect of the viscous damper on the seismic performance of the member-level failure where the failure event of the structural member consists of the union set of time-sequential member failures during the earthquake excitations and the failure probability of the earthquake-excited structural member is computed using system reliability approach to consider the statistical dependence of member failures between the subsequent time points. Numerical results demonstrate that the proposed approach can present a reliable assessment of the control performance of the viscous damper system in comparison with MCS method. The most important advantage of the proposed approach can provide us more accurate estimate of failure probability of the structural control system by using the actual time-history responses obtained by dynamic response analysis.
Journal of the Korean Society of Marine Environment & Safety
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v.24
no.5
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pp.604-610
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2018
Recently, due to the rapid growth of the leisure industry, demand for small-scale flotation and mooring pontoon platforms has been increasing rapidly. Standard rules for the design and structural safety of such structures have become necessary. This paper provides criteria that can be referenced when designing pontoon platforms, and also introduces structural safety evaluation procedures. In this study, the structural safety and stability of a 15-meter pontoon platform were investigated through structural design and finite element analysis. For platforms of less than 10 meters in length, a simple structural calculation can be used, but for platforms over 10 meters, a detailed structural strength review must be considered to meet safety guidelines defined in existing regulations. The structural strength of the initial design was examined and its structural safety was verified. For future research, it is an evaluative system was developed that can be used to examine the various loading conditions during design.
In this study, we conducted a structural design and analysis of air intake of aircraft engine using composite materials. First, an investigation on structural design requirement of target structure was carried out. The distributed pressure load and acceleration condition was applied to structural design. To evaluate the structural design result, finite element analysis was carried out. The stress, deflection and buckling analysis for structural safety evaluation was performed. Finally, it was confirmed that the air intake through structural analysis is safety.
Nuclear safety-related underground liquid storage tanks, such as those used to store fuel for emergency diesel generators, are critical components for safety of hundreds of existing nuclear power plants (NPP) worldwide. Since most of those NPP will continue to operate for decades, a beyond design base (BDB) seismic screening of safety-related underground tanks in those NPP is beneficial and essential to public safety. The analytical methodology for buried tank subjected to seismic effect, including a BDB seismic evaluation, needs to consider both soil-structure and fluid-structure interaction effects. Comprehensive analysis of such a soil-structure-fluid system is costly and time consuming, often subjected to availability of state-of-art finite element tools. Simple, but practically and reasonably accurate techniques for seismic evaluation of underground liquid storage tanks have not been established. In this study, a mechanics based solution is proposed for the evaluation of a cylindrical underground liquid storage tank using hand calculation methods. For validation, a practical example of two underground diesel fuel tanks in an existing nuclear power plant is presented and application of the proposed method is confirmed by using published results of the computer-aided System for Analysis of Soil Structural Interaction (SASSI). The proposed approach provides an easy to use tool for BDB seismic assessment prior to making decision of applying more costly technique by owner of the nuclear facility.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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