• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.59-73
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• 2019

원자력발전소 운영 과정에서 발생되는 폐기물인 폐수지를 원천적으로 저감하기 위해, 새로운 폐수 정화기술을 개발하고 원전 폐수처리시스템에 가상적으로 적용하여 효용성을 평가하고자 하였다. 본 기술의 기본 원리는 폐수에 존재하는 주요 핵종이온들을 생물학적 혹은 화학적 방법을 통해 무기 결정광물로 바꾸는 방식이다. 실험실에서 폐수를 대상으로 회분식실험을 통해 핵종 제거율을 측정한 결과, 생물학적 방법은 24시간 이내에 세슘을 80% 이상 제거하였고, 화학적 방법은 95% 이상 세슘을 선택적으로 제거할 수 있었다. 그리고 원전 폐수에 존재하는 다른 주요 핵종들(Co, Ni, Fe, Cr, Mn, Eu)에 대해서도 초기 99% 이상의 높은 제거율을 보여 주었다. 우리는 APR1400 원자력발전소의 폐수처리시스템 공정에서 역삼투압(R/O)과 유기 이온교환수지 모듈 사이에 가상으로 본 기술 모듈을 설치하였다. 가상의 모듈 설치를 통한 기술적 타당성 평가를 통해, 우리는 폐수의 주요 핵종들이 90% 이상 선택적으로 제거되고 폐수지의 발생량이 대폭 감소된다는 결과를 얻을 수 있었다. 이러한 결과가 의미하는 바는 본 기술이 향후 미래에 상용화되었을 경우, 폐수지 관리 비용을 크게 감소시키고 수지 수명도 대폭 연장시킬 수 있어, 결과적으로 월성 방사성폐기물 처분시설의 저장고 포화시점을 최대한 늦출 수 있는 이점이 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제25권2호
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• pp.81-87
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• 2000

현재 영광원전에서 정상운전중 기체 방사성물질의 대기확산 평가를 위해 XOQ_DW 코드가 이용되고 있다. 이 코드는 기본적으로 XOQDOQ 코드에 근거하여 개발되었으며, 정상운전 및 사고시 피폭평가를 수행하기 위하여, 사고시 대기확산을 평가하는 방법이 첨가되어야 한다. 사고시 대기확산을 평가하기 위해서 USNRC Reg. Guide 1.145에 기초하여 개발된 PAVAN 코드에 근거하여 가상 사고시 대기확산 코드인 XOQAR 코드가 개발되었다. 이 코드는 XOQ_DW 코드와의 인터페이스를 통하여 XOQ_DW 코드의 입력인 지형 모델 그리고 XOQ_DW 코드의 출력인 연평균 대기확산인자가 본 코드의 입력으로 이용되었다. 본 코드를 이용하여 제한구역경계와 저인구지대 경계에서 대기확산인자 값이 바다방향을 제외한 최대값은 각각 $1.33{\times}10^{-4}$와 $7.66{\times}10^{-6}$ sec/$m^3$이었다. 본 코드의 개발을 통하여 영광원전에서 정상운전 및 사고시 대기확산을 평가할 수 있는 코드 시스템을 갖추게 되었다. 또한 개발된 코드는 산악이 많은 우리나라 다른 발전소에 적용하기 위해 산악지형 입력변경을 통하여 적절히 사용될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.393-402
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• 1995

원자로냉각재계통의 설계를 위한 구조해석 분야에는 원자로의 정상운전 과정에서 발생하는 유체의 온도와 압력의 변화에 의해 냉각재계통에 발생하는 정적하중해석, 지진과 가상적인 분지관 파단사고에 의해 냉각재계통에 발생하는 동적하중해석분야로 구분할 수 있다. 원자로냉가재계통의 구조해석은 원자력발전소의 안전성 화보 측면을 중시하여 해석시 충분한 여유도를 고려한 보수적인 해석 방법을 원용한다. 지진이나 가상적인 분지관 파단사고에 의한 냉각재계통의 구조해석은 사고시 냉각재계통의 안전성을 유지하는 방어적인 개념으로서 기기의 건전성을 확보하기 위하여 충분한 보수성과 안전여유가 해석시 고려된다 정상운전에 의해 냉각재계통에 발생하는 하중은 원자력 발전소의 상존하는 하중의 개념으로서 냉각재계통의 기본 설계 하중으로 인식된다. 특히 고온 고압의 유체로 인하여 발생하는 냉각재 계통의 열팽창 현상은, 정상운전 하중으로 인하여 나타나는 전형적인 거동으로서, 냉각재계통 구조해석 결과읜 중요한 지표로서 인식된다. 따라서 냉각재계통의 열팽창 현상을 정확히 예측하는 것은 원자로 냉각재계통 구조해석의 가장 중요한 목표중의 하나이다. 본 연구에서는 정상운전 하중에 의한 원자로 냉가재계통의 열팽창 거동을 해석하기 위한 냉각재계통의 모델링 방법과 해석 방법을 제시하였다. 해석 결과의 타당성을 검토하기 위하여 최근 건설 완료 단계에 돌입한 표준형 1000 MWe 급 가압경수로(Pn)의 고온기능시험 (Hot Function Test)과정에서 실측한 자료를 근거로 하여 원자로냉각재계통의 열팽창 거동 해석의 타당성을 입증코자 하였다.

• 한국산업정보학회논문지
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• 제28권6호
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• pp.1-10
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• 2023

원전 계측제어계통은 정상운전 시 자가 진단기능의 유지보수를 위해 일정 주기로 건전성을 확인하고 있으며, 계획예방정비 기간 동안 기능 및 성능점검을 실시하여 필요한 경우 유지보수를 하고 있다. 하지만 원전의 정보를 계측하고 제어하는 계측제어계통에서도 선제적으로 고장을 진단하고 대처하여 사고전파를 방지할 수 있는 기술개발이 필요하다. 이에 본 논문에서는 계측제어 장비의 환경조건과 자가 진단 데이터를 활용한 신뢰도 함수 추정 방안을 연구하였으며, 고장데이터의 획득을 위해 계측제어 장비의 부품에 대한 Feature 별 확률분포를 가정하여 가상 고장데이터를 생산하였다. 이러한 고장데이터를 바탕으로 생존분석에서 활용되는 대표적인 인공지능 모델(DeepSurve, DeepHit)을 이용하여 신뢰도 함수를 추정하였고, 그와 동시에 전통적인 준모수적 방법론인 Cox 회귀모델을 통해 신뢰도 함수를 추정하여 환경조건과 진단 데이터를 바탕으로 한 잔여 수명 계산을 통해 적용 가능성을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권3호
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• pp.141-154
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• 1984

고리 1호기의 소형파단냉각재 상실사고에 의해 개시된 중대사고 유형과 그 현상에 대할 분석이 제시되었다. 본 해석에서는 KAERI에서 기존 전산코드의 수정.보완된 MARCH 전산코드가 사용되었다. 특히 고리 1호기의 소형파단 LOCA 해석시 수소 거동과 중기과압에 대한 평가 및 그 응답성에 중점을 두고 검토되었으며, 2-loop 발전소 데이타 분석 및 debris-Water 상호작용 모델에 대한 비교 분석이 수행되었다. 제 1부 중대 사고유형 분석결과, 저농도에서 H$_2$ burning이 이루어지는 경우 계속적인 수소 생성으로 인해 반복 수소 spike가 야기 되나, 격납용기 설계압력치 보다낮게 예측되었다. 또한 debris/water 상호작용시 core debris의 입자크기는 첨두압력의 크기에 미치는 영향은 미세하나 첨두압력의 발생시점은 dryout모델사용에 의해서 상당히 지연시키게 되었다. 완전한 노심용융 사고시 수소연소와 증기과압으로부터 예측된 격납용기 최대압력은 격납용기 건전성에 심각한 위협을 초래하지 않는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.245-261
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• 2019

원자력이용시설에서 유출된 방사성 오염물질은 지표수나 지하수의 유동에 따라 이동할 수 있다. 이 중에 지표수에 의해 이동하는 오염물질은 비교적 감시가 용이하지만, 지하수를 따라 이동하는 오염물질은 대상 매질에서의 지하수흐름에 대한 정보를 알아야 하므로 감시가 매우 어렵다. 그러므로 지하수에 의한 오염물질의 이동을 규명하기 위해서 지질환경의 특성화가 선행되어야 한다. 본 연구에서는 연구부지에 건설된 가상의 원자력이용시설에 대한 감시공의 위치를 결정하고, 감시공에서의 심도별 감시 구간을 선정하는 방법론을 제안하였다. 감시공의 위치를 결정하기 위해 지하수유동 모델링을 수행하였고, 그 결과 지하수 흐름의 하류 지역에 감시공의 위치를 선정하였으며, 감시공에서 수행한 현장조사 결과를 바탕으로 비교적 지하수의 흐름이 빠른 구간을 대상으로 감시 구간을 선정하였다. 본 연구를 통해 개발된 모니터링 방법론은 국내 원자력 발전소를 포함한 원자력이용시설 뿐만 아니라, 유류비축시설의 오염물질, 농업 관련 지하수 오염의 감시 등 다양한 분야에서 잠재적으로 지하수에 유입될 수 있는 오염물질을 조기 감시하는 데에 활용할 수 있을 것이다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제37권3호
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• pp.205-216
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• 2024

최근 원자력 지진 PSA(Probabilistic Safety Assessment)를 토대로 산업시설물의 지진 PSA를 수행하는 연구가 진행되었다. 해당 연구는 원자력 발전소와 산업시설물의 차이를 파악하고, 최종적으로 운영정지를 목표로 하는 고장수목(Fault Tree)를 구축한 후 시각적 확률도구인 베이지안 네트워크(Bayesian Network, BN)으로 변환하였다. 본 연구는 선행연구를 기반으로 지진으로 유발된 구조손상으로 인해 발생 가능한 화재･폭발에 대해 PSA를 수행하고자 하였다. 이를 위해 화재･폭발을 사건수목(Event Tree)으로 표현하고, BN으로 변환하였다. 변환된 BN은 화재･폭발 모듈로서 선행연구에서 제시된 고장수목 기반 BN과 연계되어 최종적으로 지진 유발 화재･폭발 PSA를 수행할 수 있는 BN 기반 방법론이 개발되었다. 개발된 BN을 검증하기위해 수치예제로서 가상의 가스플랜트 Plot Plan을 생성하였고, 가스플랜트의 설비 종류가 구체적으로 반영된 대규모 BN을 구축하였다. 해당 BN을 이용하여 지진 규모에 따른 전체시스템의 운영정지 확률 및 하위시스템들의 고장확률 산정과 더불어 역으로 전체시스템이 운영 정지되었을 때 하위시스템들의 영향도 분석과 화재･폭발 가능성을 산정하여 다양한 의사결정을 수행할 수 있음을 제시함으로써 그 우수성을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권3호
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• pp.108-115
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• 2012

국제원자력기구(IAEA)에서 주관하는 국제비교프로그램 EMRAS-2($\underline{E}$nvironmental $\underline{M}$odelling for $\underline{RA}$diation $\underline{S}$afety, Phase 2)의 도시오염평가분과에서는 도시지역의 방사성핵종 거동 모델에 대한 평가능력의 시험과 향상을 위해 방사능사고 시나리오를 설계하였다. 모델간 예측결과의 비교를 위해 선정된 도시지역에서 방사능오염 사건이 발생한 계절(여름철, 겨울철) 및 사건이 발생한 당일의 강우조건(강우 없음, 약한 강우, 강한 강우)을 고려하였고, 각기 다른 피폭자 위치에서의 다양한 대응행위에 대한 공기중 흡수선량률의 시간에 따른 변화를 분석하였다. 국내모델 METRO-K를 사용한 예측결과가 모델간 비교를 위해 도시오염평가분과에 제출되었다. 본 논문에서는 동 시나리오에 대해 METRO-K로 예측한 결과의 일부로써 대상 도시지역에 위치한 24층 상업용 건물의 1층 실내에서의 대응행위에 따른 선량저감의 효과를 제시하고 분석하였다. 평가 결과, 방사능오염 사건이 발생한 당일의 강우강도 및 계절에 따른 대응행위별 피폭저감 효과는 분명한 차이를 나타냈다. 이는 방사성핵종의 각기 다른 표면으로의 침적량과 침적 후 거동, 적용되는 대응 행위에 대한 저감효과의 차이에 기인한 것으로 분석된다. 이러한 결과로 부터 만일의 원자력발전소 사고나 방사능분산장치의 폭발 등과 같은 불의의 사건이 발생하여 도시지역에서 방사능오염이 발생될 경우, 방사능피폭에 따른 인체위해 뿐 아니라 경제 사회적 영향을 최소화하기 위해서는 사건이 일어난 시점의 계절 및 강우조건을 고려한 대응행위의 선택이 중요한 것으로 확인되었다.