A lot of CANDU Spent Fuels (CSFs) have been stored in spent nuclear fuel pools and dry storage facilities. In accordance with the enhanced nuclear regulations, the initial characteristics of CSF should be inspected to ensure the integrity of CSF and the reliable operation of storage system before loading it into a cask for long-term dry storage. For the inspections, an initial characteristics measurement equipment was designed, which is used for Pool-Side Examination (PSE) in the spent fuel pool of the pressurized heavy water reactor nuclear power plant. Measurements using the equipment consist of non-contact inspections and contact inspections. The non-contact inspections do not affect CSF integrity, whereas the integrity of CSF can be reduced during the contact inspections under abnormal operating conditions because the probe of equipment may apply specific loads to the CSF. Therefore, the structural integrity evaluations of equipment and CSF are performed using Finite Element (FE) analyses for four combinations based on two abnormal conditions and two probe positions. The used abnormal conditions are the pressing load condition and the scratching load condition, and two probe positions are the center and bottom of the fuel rod in the longitudinal direction, respectively. In this evaluation, the bottoms of the fuel rod or CSF are defined as the regions facing the bottom surface of equipment. The analysis of the pressing load condition is performed by pressing the probe of the equipment in radial direction of the CSF fuel rod. That of the scratching load condition is carried out by applying a specific radial load to the CSF fuel rod using the probe and then applying the load to the surface of the fuel rod while moving axially along the surface. All combinations are analyzed considering geometric, boundary and material non-linearity under the dynamic load, which is dependent on the equipment operating velocity. The stresses of CSF and equipment components were obtained from these analyses. The maximum stress of each component was generated at the combination on the scratching load condition for the bottom position among the four combinations. The obtained maximum stresses are lower than the yield stress for each component material. Also, the CSF is not overturned due to the support plate of the equipment in all analyses. Therefore, the structural integrity and safety of the equipment and the CSF are maintained under abnormal operating conditions during the inspection using the initial characteristic measurement equipment.

The Deep Borehole Disposal (DBD) method has various advantages, such as minimizing the use of site area and corrosion of the disposal container and improving long-term structural safety. However, it is necessary to review the problems that may occur in various technologies related to the emplacement and retrieval of the disposal container and the sealing of the borehole. Therefore, the purpose of this study is to evaluate the structural integrity of an emplacement and retrieval device (hereinafter, the disposal container connecting device) of a DBD container. The disposal connecting device was evaluated according to ANSI 14.6 and NUREG-0612 standards. The allowable stress should be less than the yield strength under the load condition of 3g. The length of the disposal container connecting device was about 2,900 mm, the diameter was 406 mm, and the weight was about 1.2 tons. In addition, 10 disposal containers weighing up to 2.2 tons were handled. The disposal container connecting device was made of stainless steel, and the maximum operating temperature was about 300°C. For structural evaluation, ABAQUS finite element analysis program was used. The analysis model was modeled only 1/2 part considering symmetry condition. The analysis model was modeled using 410,431 nodes and 344,119 solid elements. Three times load was applied to the weight of the disposal container. Axisymmetric conditions were applied to the symmetrical surface of the disposal container, and vertical restraints were applied to the upper lifting lugs. A surface-to-surface contact condition was applied to the part where the contact occurred. As a result of the analysis, the greatest stress was generated at the part supported by the clamp at the disposal container connector at 168.9 MPa. In the lugs and pins connecting the guide and the connecting device, a stress of 530.1 MPa was generated by shearing. In the bolts of the disposal container connecting device, a stress of 498MPa was generated and the safety margin was 1.73. A stress of 486.1 MPa was generated in the disposal container connecting device, and the safety margin was the smallest 1.16. As a result of the analysis, all components of the disposal container connecting device showed a safety margin of 1.16 or more at the maximum operating temperature and satisfied the allowable stress.

With respect to spent nuclear fuels, disposal containers and bentonite buffer blocks in deep geological disposal systems are the primary engineered barrier elements that are required to isolate radioactive toxicity for a long period of time and delay the leakage of radio nuclides such that they do not affect human and natural environments. Therefore, the thermal stability of the bentonite buffer and structural integrity of the disposal container are essential factors for maintaining the safety of a deep geological disposal system. The most important requirement in the design of such a system involves ensuring that the temperature of the buffer does not exceed 100℃ because of the decay heat emitted from high-level wastes loaded in the disposal container. In addition, the disposal containers should maintain structural integrity under loads, such as hydraulic pressure, at an underground depth of 500 m and swelling pressure of the bentonite buffer. In this study, we analyzed the thermal stability and structural integrity in a deep geological disposal environment of the improved deep geological disposal systems for domestic light-water and heavy-water reactor types of spent nuclear fuels, which were considered to be subject to direct disposal. The results of the thermal stability and structural integrity assessments indicated that the improved disposal systems for each type of spent nuclear fuel satisfied the temperature limit requirement (< 100℃) of the disposal system, and the disposal containers were observed to maintain their integrity with a safety ratio of 2.0 or higher in the environment of deep disposal.

최근 국내에서 육상 및 해상을 통한 소외 정상운반 시 진동 및 충격하중에 대한 사용후핵연료의 건전성 평가 기술 개발이 수행되고 있다. 이와 관련된 국내 연구사례는 전무하여 기존에 진행된 또는 현재 수행중인 해외연구사례를 조사하여 국내 연구에 참고하고자 한다. 2000년 이전 과거 미국의 사용후핵연료의 정상운반 시 진동 및 충격하중 측정 관련 연구현황을 조사 하였고 2009년부터 미국국립연구소 주관으로 실시한 단축가진시험, 콘크리트블럭 트럭운반시험, 다축가진시험에 대해서 조사하였으며 2017년 미국 SNL, 스페인의 ENSA, 한국이 공동으로 수행한 복합운반시험을 상세히 조사하였다. 시험 준비과정, 절차, 가속도 및 변형률 측정결과, 유한요소 및 다물체동역학 해석과정 등이 조사되었다. 각 시험 별로 측정된 변형률 자료를 바탕으로 사용후핵연료 피로곡선과 비교한 결과 손상을 일으키기에는 매우 미미한 정도의 변형률이 발생한다는 초기 결론을 얻었음을 확인하였다. 하지만 현재 결론은 일부 결과만을 검토한 예비 결론으로 상세한 검토가 현재 미국에서 진행 중이다. 미국에서 지금까지 수행한 사용후핵연료의 정상운반조건에서의 진동 및 충격하중 측정과 관련하여 조사된 내용은, 국내 운반환경에서 사용후핵연료의 정상운반시험을 수행할 때 참고할만한 유용한 자료라 판단된다.

가스 터빈은 기동 및 정지 횟수가 많기 때문에 열피로나 취화 현상으로 인한 가스터빈 케이싱의 균열 또는 케이싱의 플랜지면에서 고온고압 가스의 누설이 발생할 가능성이 높다. 따라서 가스터빈 케이싱의 구조안전성 및 플랜지면에서의 누설평가는 반드시 수행되어야 하는 부분이다. 본 논문에서는 유한요소해석을 바탕으로 터빈 케이싱의 ASME B&PVC VIII-2 구조안전성 평가 및 접촉압력을 통한 누설 평가 그리고 볼트의 구조안전성 평가를 진행하였다. 또한 가스터빈 케이싱의 유한요소모델링 및 해석/평가 방법을 제안하여 가스터빈 개발에 활용할 수 있게 하였다.

가스 터빈은 기동 및 정지 횟수가 많기 때문에 열피로나 취화 현상으로 인한 가스터빈 케이싱의 균열 또는 케이싱의 플랜 지면에서 고온고압 가스의 누설이 발생할 가능성이 높다. 따라서 가스터빈 케이싱의 구조안전성 및 플랜지면에서의 누설평 가는 반드시 수행되어야 하는 부분이다. 본 논문에서는 유한요소해석을 바탕으로 터빈 케이싱의 ASME B&PVC VIII-2 구 조안전성 평가 및 접촉압력을 통한 누설 평가 그리고 볼트의 구조안전성 평가를 진행하였다. 또한 가스터빈 케이싱의 유한 요소모델링 및 해석/평가 방법을 제안하여 가스터빈 개발에 활용할 수 있게 하였다.

원자로 격납건물은 냉각재상실사고와 같이 내부의 과도한 압력이 유발되는 사고에 있어서도 방사성 물질이 외부로 누출되지 않도록 막는 최종의 방벽이다. 이러한 격납건물의 기능적 중요성에 기인하여, 건설 초기 구조건전성시험(SIT)을 수행한다. 이러한 SIT거동을 가장 실제와 가깝게 예측하기 위한 해석 연구를 수행하였다. 해당 연구의 결과는 2편의 논문으로 정리되었는데, 본 논문은 그 중 II편으로 I편의 해석모델 구성 시의 주요 고려사항의 분석 및 예비해석 결과를 반영한 상세 해석 모델의 구성 과정 및 해석 결과를 제시하고 있다. 특히 비부착식 텐던으로 시공된 구조물에서 덕트관에 의한 강성 저감효과 및 덕트관을 사이에 둔 텐던과 콘크리트간의 밀착 여부에 따른 영향을 해석 시 최대한 고려하고자 하였다. 이러한 과정을 통해 구축된 해석 모델에 따른 변위과 신고리 3호기 SIT 측정변위를 비교한 결과, ASME CC-6000 기준을 충분히 만족시키는 결과가 나타남을 확인하였다.

원자로 격납건물은 냉각재상실사고와 같이 내부의 과도한 압력이 유발되는 사고에 있어서도 방사성 물질이 외부로 누출되지 않도록 막는 최종의 방벽이다. 이러한 격납건물의 기능적 중요성에 기인하여, 건설 초기 구조건전성시험(SIT)을 수행한다. 신고리 3호기 SIT 시험 당시 계측된 변위를 예측하기 위한 초기 해석 모델은 일부 위치에서 실제 변위를 과소 평가하는 경향을 보임에 따라 이를 개선하고자 하는 연구가 수행되었다. 해당 연구의 결과를 I 편과 II 편의 논문으로 정리하였으며, 본 I 편에서는 초기 해석모델을 개선해가는 과정에서의 해석모델 구성 시의 주요 고려사항의 분석 및 예비해석 결과를 제시하고 있다. 우선적으로 콘크리트 자체의 해석요소(mesh) 구성과 라이너, 철근, 텐던 등의 요소간의 연결 설정이 중요함을 확인하였다. 또한, 다양한 예비해석의 결과를 통해 비부착식 텐던으로 시공된 구조물에서 덕트관에 의한 강성 저감 효과 및 덕트관을 사이에 둔 텐던과 콘크리트간의 밀착 여부에 따른 강성 영향을 적절히 고려하는 것이 중요함을 확인하였다.

In this paper, the necessity of developing effective nondestructive testing and monitoring techniques for the evaluation of structural integrity and performance is described. The evaluation of structural integrity and performance is especially important when the structures and subject to abrupt external forces such as earthquake. A prompt and extensive inspection is required over a large area of earthquake-damaged zone. This evaluation process is regarded as a part of performance-based design. In the paper, nondestructive testing and monitoring techniques particularly for concrete structures are presented as methods for the evaluation of structural integrity and performance. The concept of performance-based design is first defined in the paper followed by the role of evaluation of structures in the context of overall performance=based design concept. Among possible techniques for the evaluation, nondestructive testing methods for concrete structures using radar and a concept of using fiber sensor for continuous monitoring of structures are presented.

The purpose of this study is to estimate structural integrity evaluation of the concrete pontoon structure when the boundary condition and time changes. The structural integrity evaluation is conducted through the system identification method using dynamic properties. Dynamic properties are extracted with the structures when it is located on the ground and submerged in the sea. The variation of the structural stiffness due to a certain period time is discussed.

For monitoring of the coastal and offshore structures, many techniques can be applied. In this paper, three different applications were introduced including surface wave based nondestructive testing for concrete structures, vision-based dynamic motion measurement for floating structures, and long-term monitoring using dynamic responses and static strain measurement data for fixed offshore jacket structures.

못과 앵커를 이용하여 FRP를 콘크리트에 부착시키는 MF-FRP 공법은 에폭시를 이용하여 콘크리트 구조물을 보강시키는 외부 부착 FRP 보강 공법에 비하여 더 많은 연성을 부여하는 것으로 많은 연구를 통하여 확인되었다. 이러한 MF-FRP 공법의 사용은 앞으로 증가할것으로 예상된다. 그러나 MF-FRP 보강법의 환경영향에 대한 평가에 대해서는 현재 연구가 전무한 상태이다. 본 연구에서는 환경의 영향으로부터 MF-FRP 구조물이 구조건전성을 유지할 수 있는지 6개월의 기간 동안 환경조건을 구성하여 보강보의 거동을 비교 평가하였다.RC보에 MF-FRP 보강 공법을 적용시킨 후 지속하중을 가하는 조건과 함께 서중온도 (40℃) 및 외기환경 조건에 6개월 (10월-3월)의 동절기 기간 동안 보강보를 노출시켰다. 이후 4점 휨실험을 수행하여 각 시험체의 구조건전성을 평가한 결과 본 연구에서 제시한 환경 조건에서는 MF-FRP 보의 강성 변화나 파괴모드의 변화가 발생하지 않아 구조건전성이 유지되는 것으로 나타났다. 보의 파괴모드는 FRP의 박리와 콘크리트의 파쇄에 의해 결정적인 영향을 받으며 못과 앵커로만 연결된 FRP와 콘크리트의 부착성능은 파괴모드에 영향을 주지 못하는것으로 나타났다.