• 제목/요약/키워드: structural strength evaluation

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심부시추공 처분용기 재료로서 SiC 세라믹의 적합성 평가 (Evaluation of Silicon Carbide (SiC) for Deep Borehole Disposal Canister)

  • 이민수;이종열;최희주;유맑고밝게빛나라;지성훈
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제16권2호
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    • pp.233-242
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    • 2018
  • 본 연구에서는 탄소강 심부시추공 처분용기가 가지는 고온에서의 물성 저하와 내부식성 문제 등을 해결하기 위하여, 열전도도가 우수한 SiC를 이용한 심부시추공 처분용기의 제작 가능성을 살펴보았다. 먼저 사용후핵연료 집합체 1다발을 수용할 수있는 심부시추공 처분용기를 설계하였으며, 설계된 처분용기는 내부 SiC 기밀용기와 취급 편의와 심부정치를 위한 외부 스테인리스 용기로 구성하였다. 그리고 SiC 세라믹 용기의 제작 가능성을 확인하기 위해, 1/3 규모의 소형 SiC 용기를 실제 제작하였다. 제작된 SiC 용기에서 시편을 추출하여 열전도도를 측정하였으며, KURT 지하 $70^{\circ}C$ 고온조건에서 3년간 내구성 시험도 실시하였다. 그 결과 SiC는 $100^{\circ}C$에서도 $70W{\cdot}m^{-1}{\cdot}K^{-1}$ 이상의 열전도도를 보였으며, 내구성 시험 후에도 변화가 전혀 보이지 않았다. 따라서 SiC는 높은 열전도도와 우수한 내부식성을 갖고 있어, 심부시추공 처분용기 재료로 적합하다고 보았다.

내진성능평가를 위한 비선형 직접스펙트럼법의 특성 (The Properties of a Nonlinear Direct Spectrum Method for Estimating the Seismic Performance)

  • 강병두;김재웅
    • 한국지진공학회논문집
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    • 제6권4호
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    • pp.65-73
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    • 2002
  • 성능에 기초한 설계법에서는 비선형 응답산정이 필수적이며, 이를 위한 방법으로는 비선형시각이력해석법, 비선형 정적해석법, 비선형 효과를 고려한 등가선형해석법 등이 있다. 일부 규준에서는 pushover곡선으로부터 작성한 성능스펙트럼과 선형 응답스펙트럼으로부터 작성한 요구스펙트럼으로 이루어진 능력스펙트럼법을 제안하고 있다. 이 방법은 개념적으로는 간단하나 반복과정이 요구되며, 부정확한 결과를 산출하는 경우가 많다. 이에 따라 시행착오적인 등가선형 스펙트럼대신 비선형스펙트럼을 사용하는 방법들에 대한 연구들이 진행되고 있다. 비선형 요구스펙트럼은 표준적 선형 설계스펙트럼으로부터 결정될 수 있으며, 이 방법은 등가선형의 경우보다는 계산과정이 대폭 줄어들기는 하나 아직도 다소의 연산과정이 요구된다. 따라서 본 연구에서는 다자유도계의 구조물에 대한 pushover곡선으로부터 구조물의 진동주기와 항복강도를 구한 다음, 일련의 계산과정을 거치지 않고도, 직접적으로 비선형 최대응답을 구할 수 있는 비선형 직접스펙트럼법(NDSM)을 제시하극 집중질량계의 MDF(다자유도계) 모델에 대해 다양한 지진기록과 제하강성저하지수를 변수로 하여 NDSM의 적용성과 신뢰성을 평가하고자 한다. 본 연구의 결론은 다음과 같다. 1) 다자유도계 구조물에 대한 비선형 직접스펙트럼법에 의한 최대변위 응답은 비선형 시각이력해석법에 의한 응답과 거의 일치하므로 실용적인 방법으로 사료된다. 2) 비선형 직접스펙트럼법과 비선형 시각이력해석에 의해 산정된 죄상층 변위 결과를 비교하면, 항복후강성계수가 0.1, MAD(modal adaptive distribution)에 의한 수평정적하중분폰 그리고 제하강성저하지수가 0.2~O.3일 때 평균오차가 가장 줄어드는 것으로 나타났다.

한국어 초점 발화 시 우반구 손상인의 초점 운율 특성 (Characteristics of Right Hemispheric Damaged Patients in Korean Focused Prosodic Sentences)

  • 이명순;박현
    • 재활치료과학
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    • 제8권3호
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    • pp.69-81
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    • 2019
  • 목적: 본 연구의 목적은 우반구 손상인에게 대조 초점의 중의성 문장에 대한 운율 특성을 알아보고자 하였다. 연구방법: 본 연구는 본 연구는 초점 운율을 조사하기 위해서 강도, F0, 지속시간 등의 음향학적 매개변수를 검사하였다. 정상인과 우반구 손상인의 모든 구어 샘플은 Praat 4.3.14로 분석하였으며 SPSS 18.0을 사용하여 독립 t-test를 통해 자료를 분석하였다. 결과: 본 연구의 결과는 다음과 같다. 첫째, 첫음절의 강도는 집단 간 유의미한 차이를 나타내었다. 둘째, F0은 모든 집단에서 유의미한 차이를 나타내었다. 셋째, 지속시간은 모든 집단에서 유의미한 차이를 나타내었다. 결론: 강도, 지속시간, F0는 모두 구조적 화용적 의미를 강조하는 데 있어서 운율의 요소로써 사용되지만, 초점에 따라서 강도와 지속시간은 F0와 연관성이 있었다. 그에 비해 F0는 언어학적으로도 유의미한 차이가 있었지만 손상인과 정상인 간에도 유의미한 차이가 있었기 때문에 F0는 우반구 손상인의 운율적 평가의 변별 요인이 될 수 있으며 차후의 연구를 통해 더 강력한 증거를 축적할 필요가 있을 것이다.

Heavy concrete shielding properties for carbon therapy

  • Jin-Long Wang;Jiade J Lu;Da-Jun Ding;Wen-Hua Jiang;Ya-Dong Li;Rui Qiu;Hui Zhang;Xiao-Zhong Wang;Huo-Sheng Ruan;Yan-Bing Teng;Xiao-Guang Wu;Yun Zheng;Zi-Hao Zhao;Kai-Zhong Liao;Huan-Cheng Mai;Xiao-Dong Wang;Ke Peng;Wei Wang;Zhan Tang;Zhao-Yan Yu;Zhen Wu;Hong-Hu Song;Shuo-Yang Wei;Sen-Lin Mao;Jun Xu;Jing Tao;Min-Qiang Zhang;Xi-Qiang Xue;Ming Wang
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제55권6호
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    • pp.2335-2347
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    • 2023
  • As medical facilities are usually built at urban areas, special concrete aggregates and evaluation methods are needed to optimize the design of concrete walls by balancing density, thickness, material composition, cost, and other factors. Carbon treatment rooms require a high radiation shielding requirement, as the neutron yield from carbon therapy is much higher than the neutron yield of protons. In this case study, the maximum carbon energy is 430 MeV/u and the maximum current is 0.27 nA from a hybrid particle therapy system. Hospital or facility construction should consider this requirement to design a special heavy concrete. In this work, magnetite is adopted as the major aggregate. Density is determined mainly by the major aggregate content of magnetite, and a heavy concrete test block was constructed for structural tests. The compressive strength is 35.7 MPa. The density ranges from 3.65 g/cm3 to 4.14 g/cm3, and the iron mass content ranges from 53.78% to 60.38% from the 12 cored sample measurements. It was found that there is a linear relationship between density and iron content, and mixing impurities should be the major reason leading to the nonuniform element and density distribution. The effect of this nonuniformity on radiation shielding properties for a carbon treatment room is investigated by three groups of Monte Carlo simulations. Higher density dominates to reduce shielding thickness. However, a higher content of high-Z elements will weaken the shielding strength, especially at a lower dose rate threshold and vice versa. The weakened side effect of a high iron content on the shielding property is obvious at 2.5 µSv=h. Therefore, we should not blindly pursue high Z content in engineering. If the thickness is constrained to 2 m, then the density can be reduced to 3.3 g/cm3, which will save cost by reducing the magnetite composition with 50.44% iron content. If a higher density of 3.9 g/cm3 with 57.65% iron content is selected for construction, then the thickness of the wall can be reduced to 174.2 cm, which will save space for equipment installation.

충돌하중을 받는 이방향 비부착 프리스트레스트 콘크리트 패널부재의 충돌저항성능에 대한 실험적 거동 평가 (Experimental Evaluation of Bi-directionally Unbonded Prestressed Concrete Panel Impact-Resistance Behavior under Impact Loading)

  • 이나현;이상원;이승재;김장호
    • 콘크리트학회논문집
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    • 제25권5호
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    • pp.485-496
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    • 2013
  • 2001년 9.11테러로 인한 미국 세계무역센터 및 미국 국방성 펜타곤이 붕괴된 이후, 전 세계적으로 충돌, 폭발 등의 극한하중에 의한 테러가 빈번하게 발생하고 있으며, 극한하중에 의한 구조물의 거동에 대한 사회적 불안감은 더욱 증가되고 있다. 그러나 지금까지의 사회기반시설구조물에는 폭발 및 충돌 등과 같은 극한하중에 대한 방호 및 방재개념을 설계에 고려하지 못하고 있는 실정이며, 원전격납건물, 가스탱크, 교량, 터널 등에 널리 사용되는 프리스트레스트 콘크리트 구조물에 대한 극한하중 연구는 전 세계적으로 미흡하다. 충돌과 같은 극한하중은 집약된 에너지의 급작스런 방출로 인한 높은 충돌압력을 형성하므로, 극한하중의 특성 및 전파 메커니즘을 이해하는 것이 필요하다. 그러므로 이 연구에서는 이방향 비부착 프리스트레스트 콘크리트 패널의 충돌저항성능을 비교검토하기 위하여, $1400mm{\times}1000mm{\times}300mm$의 철근콘크리트(RC), 프리스트레스 텐던으로만 보강된 콘크리트(PS), 프리스트레스 텐던과 철근으로 보강된 콘크리트(PSR, 일반적인 PSC) 시편을 제작하였다. 실험 조건에 맞춰 14 kN의 추를 10 m, 5 m, 4 m 높이에서 낙하하는 예비 실험과 3.5 m 높이의 본 실험으로 구성하여 충돌하중에 대한 프리스트레스트 콘크리트 구조물의 실험적 평가를 수행하였다. 또한, 충돌실험을 위한 기본적인 실험 구성 및 계측시스템을 구축하였다. 충돌 저항성능은 균열형상, 손상면적, 에너지 흡수, 처짐, 변형률, 가속도 등의 충돌에 의한 계측데이터를 이용한 거동분석 뿐만 아니라, 충돌 후 잔류구조성능 실험을 수행하여 이방향 비부착 프리스트레스트 콘크리트 패널의 충돌저항성능을 검토하였다. 본 실험은 향후 국내외 프리스트레스트 콘크리트에 대한 충돌 방호설계 및 충돌해석 등 관련 연구분야의 기초자료가 될 것이라고 판단되는 바이다.

콘크리트의 동결융해 저항성 추정을 위한 표면 거칠기 및 이미지 분석의 적용성 (Freeze-thaw Resistance Estimation of Concrete using Surface Roughness and Image Analysis)

  • 이빛나;이종석
    • 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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    • 제22권3호
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    • pp.1-7
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    • 2018
  • 본 연구에서는 동결융해 작용을 받는 콘크리트의 내구성을 현장에서 평가하기 위한 일환으로 표면 거칠기 값과 이미지 분석을 대상으로 상대동탄성계수와의 관계를 분석하였다. 배합은 물-시멘트비에 따라 40%, 50%, 60% 및 70% 총 4배합으로 수행하였으며 동해를 조기에 발현시키기 위하여 AE제를 사용하지 않았다. 실험은 물-시멘트비에 따라 상대동탄성계수 및 압축강도 등의 기본 물성 시험과 표면 거칠기 측정, 화상 이미지 및 SEM 이미지 분석을 수행하였다. 표면 거칠기 시험 결과 물-시멘트비에 상관없이 전반적으로 싸이클이 증가함에 따라 표면거칠기 값이 증가하는 경향을 보였으며 상대적으로 조밀한 40% 및 50%의 경우 상대동탄성계수가 60% 이하인 시점까지 서서히 증가하는 경향을 보였으나, 60% 및 70%의 경우 파괴 시점에서만 표면 거칠기 값이 증가하였다. 또한, 표면부 화상 이미지 분석에서도 물-시멘트비 40% 및 50%의 경우 동결융해 싸이클이 진행되는 과정에서 표면부터 서서히 열화가 진행되는 과정을 확인할 수 있었으나 60% 및 70%의 경우 표면부의 변화가 미미하다 파괴 시점에서 균열 등의 손상을 확인할 수 있었다. 따라서, 상대적으로 수밀하지 않은 시험체의 경우 화상 이미지나 표면 거칠기 등의 인자로 동결융해의 열화 정도를 판별하기에는 일부 제한이 있을 것으로 판단되며 상대적으로 수밀한 W/C 40% 및 50%의 경우 표면 거칠기 및 표면부 화상 이미지로 동해의 열화 진행 정도를 판단할 수 있었으며 향후 현장에서 표면 거칠기 및 이미지 분석을 적용할 수 있을 것으로 판단된다.

콘크리트 채움 U형 메가 합성보의 내진성능 평가 (Seismic Performance Evaluation of Concrete-filled U-shaped Mega Composite Beams)

  • 이철호;안재권;김대경;박지훈;이승환
    • 한국강구조학회 논문집
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    • 제29권2호
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    • pp.111-122
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    • 2017
  • 본 연구에서는 1900mm급의 춤이 깊은 콘크리트 채움 U형 메가 합성보의 합성보통모멘트골조에 대한 적용성을 검토하였다. 대형 합성보의 실물대 내진성능실험에 대한 현실적 제약으로 인하여 작은 규모의 실험체에 대해 수행된 기존 실험결과의 분석과 수치해석연구의 보완을 통해 연구를 수행하였다. 이러한 형태의 합성보는 부모멘트 작용시의 웨브국부좌굴이 가장 중요하므로 선행 실물대 실험결과로부터 웨브의 판폭두께비와 층간변형능력 사이의 관계를 분석하였다. 그 결과, 25mm 두께의 U형 강재단면을 지닌 1900mm급의 대형 합성보라 하더라도 층간변위각 2% 이후 웨브국부좌굴을 경험하고 3% 이후 최대변형에 도달하는 것으로 확인되었다. 이는 합성보통모멘트골조의 요구조건을 상회하는 것으로 AISC 기준에 따른 웨브 판폭두께비 제한이 본 연구의 U형 단면에는 보수적임을 시사하기도 한다. 유한요소해석을 통해서는 합성보의 휨성능 및 웨브국부좌굴에 대한 수평스티프너의 영향을 분석하였다. 대형 합성보는 스티프너 보강과 관련없이 부모멘트 방향으로 공칭소성모멘트 이상의 휨성능을 발휘하였으며, 스티프너를 보강할 경우에는 웨브국부좌굴이 상당히 지연되는 긍정적인 효과가 있었다. 이상의 실험결과 분석 및 해석연구에 의하면 1900mm급의 춤이 깊은 콘크리트 채움 U형 메가 합성보는 합성보통모멘트골조에 보수적으로 적용가능한 것으로 판단된다.

APPLICATION OF FUZZY SET THEORY IN SAFEGUARDS

  • Fattah, A.;Nishiwaki, Y.
    • 한국지능시스템학회:학술대회논문집
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    • 한국퍼지및지능시스템학회 1993년도 Fifth International Fuzzy Systems Association World Congress 93
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    • pp.1051-1054
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    • 1993
  • The International Atomic Energy Agency's Statute in Article III.A.5 allows it“to establish and administer safeguards designed to ensure that special fissionable and other materials, services, equipment, facilities and information made available by the Agency or at its request or under its supervision or control are not used in such a way as to further any military purpose; and to apply safeguards, at the request of the parties, to any bilateral or multilateral arrangement, or at the request of a State, to any of that State's activities in the field of atomic energy”. Safeguards are essentially a technical means of verifying the fulfilment of political obligations undertaken by States and given a legal force in international agreements relating to the peaceful uses of nuclear energy. The main political objectives are: to assure the international community that States are complying with their non-proliferation and other peaceful undertakings; and to deter (a) the diversion of afeguarded nuclear materials to the production of nuclear explosives or for military purposes and (b) the misuse of safeguarded facilities with the aim of producing unsafeguarded nuclear material. It is clear that no international safeguards system can physically prevent diversion. The IAEA safeguards system is basically a verification measure designed to provide assurance in those cases in which diversion has not occurred. Verification is accomplished by two basic means: material accountancy and containment and surveillance measures. Nuclear material accountancy is the fundamental IAEA safeguards mechanism, while containment and surveillance serve as important complementary measures. Material accountancy refers to a collection of measurements and other determinations which enable the State and the Agency to maintain a current picture of the location and movement of nuclear material into and out of material balance areas, i. e. areas where all material entering or leaving is measurab e. A containment measure is one that is designed by taking advantage of structural characteristics, such as containers, tanks or pipes, etc. To establish the physical integrity of an area or item by preventing the undetected movement of nuclear material or equipment. Such measures involve the application of tamper-indicating or surveillance devices. Surveillance refers to both human and instrumental observation aimed at indicating the movement of nuclear material. The verification process consists of three over-lapping elements: (a) Provision by the State of information such as - design information describing nuclear installations; - accounting reports listing nuclear material inventories, receipts and shipments; - documents amplifying and clarifying reports, as applicable; - notification of international transfers of nuclear material. (b) Collection by the IAEA of information through inspection activities such as - verification of design information - examination of records and repo ts - measurement of nuclear material - examination of containment and surveillance measures - follow-up activities in case of unusual findings. (c) Evaluation of the information provided by the State and of that collected by inspectors to determine the completeness, accuracy and validity of the information provided by the State and to resolve any anomalies and discrepancies. To design an effective verification system, one must identify possible ways and means by which nuclear material could be diverted from peaceful uses, including means to conceal such diversions. These theoretical ways and means, which have become known as diversion strategies, are used as one of the basic inputs for the development of safeguards procedures, equipment and instrumentation. For analysis of implementation strategy purposes, it is assumed that non-compliance cannot be excluded a priori and that consequently there is a low but non-zero probability that a diversion could be attempted in all safeguards ituations. An important element of diversion strategies is the identification of various possible diversion paths; the amount, type and location of nuclear material involved, the physical route and conversion of the material that may take place, rate of removal and concealment methods, as appropriate. With regard to the physical route and conversion of nuclear material the following main categories may be considered: - unreported removal of nuclear material from an installation or during transit - unreported introduction of nuclear material into an installation - unreported transfer of nuclear material from one material balance area to another - unreported production of nuclear material, e. g. enrichment of uranium or production of plutonium - undeclared uses of the material within the installation. With respect to the amount of nuclear material that might be diverted in a given time (the diversion rate), the continuum between the following two limiting cases is cons dered: - one significant quantity or more in a short time, often known as abrupt diversion; and - one significant quantity or more per year, for example, by accumulation of smaller amounts each time to add up to a significant quantity over a period of one year, often called protracted diversion. Concealment methods may include: - restriction of access of inspectors - falsification of records, reports and other material balance areas - replacement of nuclear material, e. g. use of dummy objects - falsification of measurements or of their evaluation - interference with IAEA installed equipment.As a result of diversion and its concealment or other actions, anomalies will occur. All reasonable diversion routes, scenarios/strategies and concealment methods have to be taken into account in designing safeguards implementation strategies so as to provide sufficient opportunities for the IAEA to observe such anomalies. The safeguards approach for each facility will make a different use of these procedures, equipment and instrumentation according to the various diversion strategies which could be applicable to that facility and according to the detection and inspection goals which are applied. Postulated pathways sets of scenarios comprise those elements of diversion strategies which might be carried out at a facility or across a State's fuel cycle with declared or undeclared activities. All such factors, however, contain a degree of fuzziness that need a human judgment to make the ultimate conclusion that all material is being used for peaceful purposes. Safeguards has been traditionally based on verification of declared material and facilities using material accountancy as a fundamental measure. The strength of material accountancy is based on the fact that it allows to detect any diversion independent of the diversion route taken. Material accountancy detects a diversion after it actually happened and thus is powerless to physically prevent it and can only deter by the risk of early detection any contemplation by State authorities to carry out a diversion. Recently the IAEA has been faced with new challenges. To deal with these, various measures are being reconsidered to strengthen the safeguards system such as enhanced assessment of the completeness of the State's initial declaration of nuclear material and installations under its jurisdiction enhanced monitoring and analysis of open information and analysis of open information that may indicate inconsistencies with the State's safeguards obligations. Precise information vital for such enhanced assessments and analyses is normally not available or, if available, difficult and expensive collection of information would be necessary. Above all, realistic appraisal of truth needs sound human judgment.

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