Because most spent nuclear fuel storage casks have been designed for low burnup fuel, a safety-significant high burnup dry storage cask must be developed for nuclear facilities in Korea to store the increasing high burnup and damaged fuels. More than 20% of fuels generated by PWRs comprise high burnup fuels. This study conducted a structural safety evaluation of the preliminary designs for a high burnup storage cask with 21 spent nuclear fuels and evaluated feasible loading conditions under normal, off-normal, and accident conditions. Two types of metal and concrete storage casks were used in the evaluation. Structural integrity was assessed by comparing load combinations and stress intensity limits under each condition. Evaluation results showed that the storage cask had secured structural integrity as it satisfied the stress intensity limit under normal, off-normal, and accident conditions. These results can be used as baseline data for the detailed design of high burnup storage casks.

The aim of this study is to ensure the structural integrity of a canister to be used in a dry storage system currently being developed in Korea. Based on burnup and cooling periods, the canister is designed with 24 bundles of spent nuclear fuel stored inside it. It is a cylindrical structure with a height of 4,890 mm, an internal diameter of 1,708 mm, and an inner length of 4,590 mm. The canister lid is fixed with multiple seals and welds to maintain its confinement boundary to prevent the leakage of radioactive waste. The canister is evaluated under different loads that may be generated under normal, off-normal, and accident conditions, and combinations of these loads are compared against the allowable stress thresholds to assess its structural integrity in accordance with NUREG-2215. The evaluation result shows that the stress intensities applied on the canister under normal, off-normal, and accident conditions are below the allowable stress thresholds, thus confirming its structural integrity.

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.

로터 블레이드는 조류발전 터빈의 매우 중요한 구성 요소로서, 해수의 높은 밀도로 인해 큰 추력(Trust force)와 하중(Load)의 영 향을 받는다. 따라서 블레이드의 형상 및 구조 설계를 통한 성능과 복합소재를 적용한 블레이드의 구조적 안전성을 반드시 확보해야 한 다. 본 연구에서는 블레이드 설계 기법인 BEM(Blade Element Momentum) 이론을 이용해 1MW급 대형 터빈 블레이드를 설계하였으며, 터빈 블레이드의 재료는 강화섬유 중의 하나인 GFRP(Glass Fiber Reinforced Plastics)를 기본으로 CFRP(Carbon Fiber Reinforced Plastics)를 샌드위치 구조에 적용해 블레이드 단면을 적층(Lay-up)하였다. 또한 유동의 변화에 따른 구조적 안전성을 평가하기 위해 유체-구조 연성해석 (Fluid-Structure Interactive Analysis, FSI) 기법을 이용한 선형적 탄성범위 안의 정적 하중해석을 수행하였으며, 블레이드의 팁 변형량, 변형 률, 파손지수를 분석해 구조적 안전성을 평가하였다. 결과적으로, CFRP가 적용된 Model-B의 경우 팁 변형량과 블레이드의 중량을 감소시 켰으며, 파손지수 IRF(Inverse Reserce Factor)가 Model-A의 3.0*Vr를 제외한 모든 하중 영역에서 1.0 이하를 지시해 안전성을 확보할 수 있었 다. 향후 블레이드의 재료변경과 적층 패턴의 재설계뿐 아니라 다양한 파손이론을 적용해 구조건전성을 평가할 예정이다.

최근, 레저활동 인구 및 산업의 비약적인 발전으로 인하여 소규모 부잔교 및 계류형 폰툰 플랫폼의 수요가 급증하고 있으며, 연안에서 주로 사용되는 구조물에 대한 설계 및 구조안전성 평가에 관련한 표준 규칙 및 상세 규칙에 대한 제정이 시급하다. 이러한 문제 점들에 대한 기본적인 해결책으로 본 논문에서는 설계 시 참고할 수 있는 설계 기준을 제시하고, 설계안에 대한 구조안전성 평가 절차에 대해서도 소개한다. 본 연구논문에서는 전장 15 m 폰툰형 플랫폼의 구조설계 과정 및 유한요소해석을 통한 구조 안전성을 검토하였다. 일 반적인 10 m 이하 플랫폼의 경우, 간략한 구조계산서만으로도 검토가 가능하나, 10 m 이상의 플랫폼의 경우 상세 구조강도 검토가 뒷받침 되어야만 기준에서 제시하는 안전성 확보를 위한 지침에 부합할 수 있다. 유한요소해석을 통하여 설계안에 대한 구조강도 검토를 수행하 였으며, 그 안전성을 확인하였다. 추후 연구로서는 다양한 하중조건을 동시에 검토할 수 있는 시스템개발이다.

본 논문에서는 고준위폐기물 처분용기를 지하 심지층에 처분하기 위하여 요구되는 구조설계 요구조건과 구조안전성 평가 기준을 도출하였다. 고준위폐기물은 높은 열과 많은 방사능을 방출하기 때문에 고준위폐기물을 넣어 보관하는 처분용기는 그 취급에 많은 주의가 요구된다. 이를 위하여 고준위폐기물 처분용기는 장기간(보통 10,000년 동안) 안전한 장소에 보관되어야 한다. 보통 이 보관 장소는 지하 500m에 위치한다. 지하 깊은 화강암에 고준위폐기물을 보관하도록 설계되는 처분용기는 내부주철삽입물과 이를 감싸고 있는 부식에 강한 와곽쉘, 위 덮개와 아래 덮개로 구성되는 구조로 되어 있으며 지하수압과 벤토나이트 버퍼의 팽윤압을 받는다. 따라서 고준위폐기물 처분용기는 심지층에 보관 시 이들 외력들을 견디도록 설계되어야 한다. 만약에 발생 가능한 모든 하중조합을 고려한 처분용기 설계가 되지 않으면 심지층에 위험한 고준위폐기물 처분 시에 처분용기에 소성변형이나 크랙 또 좌굴같은 구조적 결함이 발생할 수 있다. 따라서 심지층에 처분용기를 처분 시에 처분용기에 발생하는 구조적 문제들이 발생하지 않게 하기 위하여 여러 가지 구조해석이 수행되어야 한다. 이러한 구조해석 수행에 앞서 처분용기 설계 타당성을 평가하기 위한 기준이 필요하다. 또한 평가기준에 영향을 미치는 설계요구조건(설계변수)이 명확히 검토되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기의 구조설계 요구조건(설계변수)과 구조 안전성 평가기준을 도출하고자 한다.

본 연구는 생물생산시설의 구조설계 과정에서 초기단계의 고정하중을 합리적으로 추정하기 위한 식을 유도하여 구조설계 기준 설정에 기초자료를 제공하고, 생물생산분야 종사자가 간편하게 구조적 안전성을 진단할 수 있는 방법을 개발할 목적으로 수행하였으며 연구 결과를 요약하면 다음과 같다. 1. 국내의 온실설계자료를 수집하여 실제 하중을 산출, 분석해 본 결과 기존의 일본 시설원예기준 적용치와는 차이가 있었으며, 잠정적으로 국내 시설에의 적용을 위한 추정식을 유도하였다. 2. 지역별 설계하중을 적용하여 구조해석을 실시하고, 발생되는 응력의 크기에 따라서 풍하중 및 설하중 지배지역으로 안전설계 지역구분을 실시하였다.

가로등은 도로이용자가 안전하게 통행하기 위한 도로의 필수 시설물이지만 가로등은 도로의 부속 전기장치로 취급되어 왔다. 이러한 잘못된 인식 때문에 풍하중과 이에 대한 구조거동에 대한 연구들이 부족하여 풍하중에 충분한 안전성을 확보하지 못함에 따라 태풍 시 많은 가로등이 전도 또는 파손되는 실정이다. 본 연구에서는 가로등 안전성을 기반으로 한 기존의 설계기준을 비교 검토하여 가로등주의 설치 여건에 적합한 개선된 설계기준을 제시하였으며, 이를 바탕으로 전도의 원인이 되는 점검구의 응력집중 현상을 분석하고 응력 저감 방안을 검토하였다.