For the OPR1000, a standard power plant in Korea, an analytical model of the containment building considering voids and deterioration was built with multilayer shell elements. Voids were placed in the vulnerable parts of the analysis model, and the deterioration effects of concrete and rebar were reflected in the material model. To check the impact of voids and deterioration on the seismic performance of the containment building, iterative push-over analysis was performed on four cases of the analytical model with and without voids and deterioration. It was found that the effect of voids with a volume ratio of 0.6% on the seismic performance of the containment building was insignificant. The effect of strength reduction and cross-sectional area loss of reinforcement due to deterioration and the impact of strength increase of concrete due to long-term hardening offset each other, resulting in a slight increase in the lateral resistance of the containment building. To determine the limit state that adequately represents the seismic performance of the containment building considering voids and deterioration, the Ogaki shear strength equation, ASCE 43-05 low shear wall allowable lateral displacement ratio, and JEAC 4601 shear strain limit were compared and examined with the analytically derived failure point (ultimate point) in this study.

원전 구조물의 실시간 모니터링 기술이 요구되고 있지만, 현재 운영 중인 지진 감시계통으로는 동특성 추출 등 시스템 식별이 제한 된다. 전역적인 거동 데이터 및 동특성 추출을 위해서는 다수의 센서를 최적 배치하여야 한다. 최적 센서배치 연구는 많이 진행되어 왔 지만 주로 토목, 기계 구조물이 대상이었으며 원전 구조물 대상으로 수행된 연구는 없었다. 원전 구조물은 미미한 신호대잡음비에도 강건한 신호를 획득하여야 하며, 모드 기여도가 저차 모드에 집중되어 있어 모드별 잡음 영향을 고려해야 하는 등 구조물 특성을 고려 해야 한다. 이에 본 연구에서는 잡음에 대한 강건도와 모드별 영향을 평가할 수 있는 최적 센서배치 방법론을 제시하였다. 활용한 지표 로서 auto MAC(Modal Assurance Criterion), cross MAC, 노드별 모드형상 분포를 분석하였으며, 잡음에 대한 강건도 평가의 적합성을 수치해석으로 검증하였다.

The aim of this review is to communicate some essential knowledge of the underlying mechanism of the corrosion of structural containment alloys during molten salt reactor operation in the context of prospective online monitoring in future MSR installations. The formation of metal halide species and the progression of their concentration in the molten salt do reflect containment corrosion, tracing the depletion of alloying metals at the alloy salt interface will assure safe conditions during reactor operation. Even though the progress of alloying metal halides concentrations in the molten salt do strongly understate actual corrosion rates, their prospective 1st order kinetics followed by near-linearly increase is attributed to homogeneous matrix corrosion. The service life of the structural containment alloy is derived from homogeneous matrix corrosion and near-surface void formation but less so from intergranular cracking (IGC) and pitting corrosion. Online monitoring of corrosion species is of particular interest for molten chloride systems since besides the expected formation of chromium chloride species CrCl2 and CrCl3, other metal chloride species such as FeCl2, FeCl3, MoCl2, MnCl2 and NiCl2 will form, depending on the selected structural alloy. The metal chloride concentrations should follow, after an incubation period of about 10,000 hours, a linear projection with a positive slope and a steady increase of < 1 ppm per day. During the incubation period, metal concentration show 1st order kinetics and increasing linearly with time1/2. Ideally, a linear increase reflects homogeneous matrix corrosion, while a sharp increase in the metal chloride concentration could set a warning flag for potential material failure within the projected service life, e.g. as result of intergranular cracking or pitting corrosion. Continuous monitoring of metal chloride concentrations can therefore provide direct information about the mechanism of the ongoing corrosion scenario and offer valuable information for a timely warning of prospective material failure.

강진 시 원자력발전시설의 비선형 응답이 중요하기 때문에 이 시설의 내진성능에 대한 관심이 증가하였다. 이 연구에서는 원자력 발전소 철근콘크리트 전단벽의 유한요소해석을 위한 재료모델의 적절한 변수를 제시하였다: 최대인장강도, 팽창각, 손상계수. 이를 위해 상용 유한요소 해석프로그램인 ABAQUS를 사용하여 낮은 형상비를 가진 철근콘크리트 전단벽의 비선형 거동과 전단 파괴모드 에 대한 이 주요 변수의 효과에 대한 연구를 수행하였다. 연구결과에 기반하여 비선형 시간이력해석을 통해 강진 하의 원자로건물의 비선형 응답을 평가하였다.

Conditional spectra (CS) are applied to the seismic fragility assessment of a nuclear power plant (NPP) containment building for comparison with a relevant conventional uniform hazard response spectrum (UHRS). Three different control frequencies are considered in developing conditional spectra. The contribution of diverse magnitudes and epicentral distances is identified from deaggregation for the UHRS at a control frequency and incorporated into the conditional spectra. A total of 30 ground motion records are selected and scaled to simulate the probability distribution of each conditional spectra, respectively. A set of lumped mass stick models for the containment building are built considering nonlinear bending and shear deformation and uncertainty in modeling parameters using the Latin hypercube sampling technique. Incremental dynamic analysis is conducted for different seismic input models in order to estimate seismic fragility functions. The seismic fragility functions and high confidence of low probability of failure (HCLPF) are calculated for different seismic input models and analyzed comparatively.

최근 국내 원자력발전소의 격납건물 벽체와 Containment Liner Plate(CLP) 사이에서 다양한 크기의 공극이 발견됨에 따라 원전 격납건물의 보수를 위해 내부 공극의 분포와 크기를 정밀하게 평가할 수 있는 진단기법의 개발이 요구되고 있다. 이에 따라 이 연구에서 는 격납건물 벽체에서의 탄성파 전파거동을 계산하는 2차원 유한요소해석 기법을 제시한다. 격납건물 벽체를 기반으로 해석영역을 구성하고 경계면에서의 반사파를 제거하기 위해 수치적 파동흡수 경계층인 perfectly matched layer를 도입하였다. Galerkin 기반 혼합 유한요소법을 이용해 2차원 유한영역에서 탄성파 파동방정식의 해를 구하여 충격하중에 대한 격납건물 벽체의 변위와 응력을 계산하였다. 제시한 수치적 기법을 이용하여 격납건물 콘크리트 벽체의 CLP 부착 유무와 공동의 위치 및 크기 변화에 따른 탄성파 전파거 동을 살펴보았다. 이 연구의 결과는 원전 격납건물 내부의 공동을 진단하는 탄성파 전체파형 역해석 기법 개발에 활용될 수 있다.

Site characterization for decommissioning Kori Unit 1 is ongoing in South Korea after 40 years of successful operation. Kori Unit 1’s containment building is assumed to be mostly radioactively contaminated, and therefore radiation exposure management and detailed contamination investigation are required for decommissioning and dismantling it safely. In this study, site-specific Derived Concentration Guideline Levels (DCGLs) were derived using the residual radioactivity risk evaluation tool, RESRAD-BUILD code. A conceptual model of containment building for Kori Unit 1 was set up and limited occupational worker building inspection scenario was applied. Depending on the source location, the maximum contribution source and exposure pathway of each radionuclide were analyzed. The contribution of radionuclides to dose and exposure pathways, by source location, is expected to serve as basic data in the assessment criteria of survey areas and classification of impact areas during further decommissioning and decontamination of sites.

In this study, in order to observe the effect of guide bar installation conditions on the ship’s anchor containment by varying the guide bar installation conditions were comprehensively observed. The proper installation of the guide bar, it is possible to improve the hammering phenomenon that occurs when the anchor chain falls vertically. It was confirmed that the anchor storage condition could be improved not only by the guide bar, but also by adding a welding bead at an appropriate location. The capacity of the power source has a significant effect on the anchor pendulum motion.

A methodology to assess seismic fragility of a nuclear power plant (NPP) using a conditional mean spectrum is proposed as an alternative to using a uniform hazard response spectrum. Rather than the single-scenario conditional mean spectrum, which is the conventional conditional mean spectrum based on a single scenario, a multi-scenario conditional mean spectrum is proposed for the case in which no single scenario is dominant. The multi-scenario conditional mean spectrum is defined as the weighted average of different conditional mean spectra, each one of which corresponds to an individual scenario. The weighting factors for scenarios are obtained from a deaggregation of seismic hazards. As a validation example, a seismic fragility assessment of an NPP containment structure is performed using a uniform hazard response spectrum and different single-scenario conditional mean spectra and multi-scenario conditional mean spectra. In the example, the number of scenarios primarily influences the median capacity of the evaluated structure. Meanwhile, the control frequency, a key parameter of a conditional mean spectrum, plays an important role in reducing logarithmic standard deviation of the corresponding fragility curves and corresponding high confidence of low probability of failure (HCLPF) capacity.

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 order to perform a soil-isolation-structure interaction analysis of seismically isolated nuclear power plant (NPP) structures, the nonlinear behavior of a seismic isolation system may be converted to an equivalent linear model used in frequency domain analysis. Seismic responses for seismically isolated NPP containment structures subjected to a simple artificial acceleration history and different site class earthquakes are evaluated for the equivalent-linear and nonlinear models that have been applied to lead-rubber bearing (LRB) modeling. It can be observed that the maximum displacements of the equivalent linear model are larger than that of the nonlinear model. From the floor response spectrum analysis for the top of NPP containment structures, it can be observed that the spectral acceleration of an equivalent linear model at about 0.5 Hz frequency is about 2~3 times larger than that of a nonlinear model.

본 논문에서는 액화천연가스 운송을 위해 사용되는 맴브레인형 Mark Ⅲ 화물창 시스템의 주요 구조물인, 방열 판 구조물의 파손 강도 평가를 수행한 내용을 다루고 있다. Mark Ⅲ 방열 판 구조물을 복합적층 구조물로 고려하였으며 상용화된 범용 유한요소 프로그램인 MSC사의 PATRAN과 MARC를 사용하여 Mark Ⅲ 방열 판 구조물의 유한요소 모델을 개발하였다. 특히, 액화천연가스 화물의 특성으로 인해 Mark Ⅲ 방열 판 구조물이 접하는 상온에서 극저온에 이르는 광범위한 온도분포에 따른 재료 물성치 변화를 유한요소 모델에 포함하였다. 이 유한요소 모델을 기반으로 파손 강도 평가 절차가 확립되었으며, 이 때 Mark Ⅲ 방열 판 구조물의 파손 발생 여부를 판단하기 위해 Hashin, Hill, Hoffman, maximum stress, 그리고 Tsai-Wu와 같은 이방성 파손 기준들을 사용하였다. Mark Ⅲ 방열 판 구조물의 전반적인 구조적 거동을 이해하였으며 이후 초기 파손 영역에서 강도 평가를 수행하여 파손이 발생되었을 때의 위치와 하중 등을 알 수 있었다.

LNG 방열 시스템의 선형 동적해석 모델을 사용하여 슬로싱 충격 압력을 구조해석에 적용 시 사용되는 이상화된 삼각파 압력에 대해서 검토하였다. 삼각파 압력의 최대값, 지속시간, 비대칭성의 충격파에 대한 구조 안전성 평가를 위해서 멤브레인 구조의 허용기준과 슬로싱 압력에 관련된 간략화된 파괴압력에 대해 검토하고, 슬로싱 충격 압력의 지속시간과 비대칭성으로 특징 지워진 이상화된 삼각파 형상의 압력을 고려한 일련의 선형 동적해석을 수행하여 설계기준으로 사용할 파괴압력을 도출하였다. 본 논문에서 제시한 방법을 통해서 방열시스템 구조 요소의 안전성을 평가하기 위한 파괴 압력을 선정할 수 있고 모형실험을 통한 슬로싱 압력과의 비교를 통하여 방열시스템의 구조안전성을 평가할 수 있을 것이라 판단된다. 또한 해석결과를 통해 방열시스템에서의 최대 응력은 매우 짧은 순간의 충격하중 하에서는 압력의 비대칭성 보다는 하중 지속시간에 많은 영향을 받고 있음을 검토하였다.