• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.20 no.1
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• pp.53-64
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• 1995

The radiation fields following the large loss of coolant accident (LOCA) have been assessed for the vital areas in the service building of Wolsong 2, 3, and 4 nuclear power plants. The ORIGEN2 code was used in calculating the fission product inventories in the fuel. The source terms were based upon the activity released following the dual failure accident scenario, i.e., a LOCA followed by impaired emergency core cooling (ECC). Configurations of the reactor building, the service building, and the ECC system were constructed for the QAD-CG calculations. The dose rates and the time-integrated doses were calculated for the time period of upto 90 days after the accident. The results showed that the radiation fields in the vital access areas were found to be sufficiently low. Some areas however showed relatively high radiation fields that may require limited access.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.1
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• pp.53-66
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• 1995

Since the current licensed system codes for Non-LOCA safety analysis are applicable only for a specific type PWR, it is necessary to develope a new system analysis code applicable for all apes of PWRs. As a R&D program, KAERI is developing TASS code as an interactive and faster-than-real-time code for the NSSS transient simulation of both CE and Westinghouse plane. It is flexible tool for PWR analysis which gives the user complete control over the simulation through convenient input and output options. In this paper the code applicability to Westinghouse ape plants was verified by comparing the TASS prediction to plant data of loss of AC power and loss of load transients, and comparing to the prediction of RELAP5/MOD3 for feedline break, locked rotor, steam generator tube rupture and steam line break accidents.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.441-447
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• 1996

보수적 방법론(Evaluation Model)으로 계산된 냉각재상실사고 해석의 결과는 너무 비현실적이고 보수적이라는 문제점이 제기되어 왔으며, 이를 해결할 수 있는 방안으로 미국 원자력규제위원회(USNRC)에서는 1988년에 최적 방법론(Best Estimate Model)을 적용할 수 있도록 규정을 개정하였다. 이에 따라, 한국원자력연구소에서는 수정된 RELAP5/MOD3를 근간으로 대형냉각재 상실사고 최적 방법론을 개발하였다. 개발된 최적 방법론을 울진 3,4호기에 적용하여 해석을 수행하였으며 그 결과를 보수적 방법론으로 계산된 결과와 비교하여 주요 변수들의 거동을 분석하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 1999.07g
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• pp.2888-2890
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• 1999

전기설비설계에 직접 활용할 수 있고, 초보자도 쉽게 사용할 수 있는 3상 단락전류 계산용 프로그램을 개발하였다. 산업전기설비에서 차단기는 단락사고를 비롯한 사고전류가 부하로 유입하거나 과전류가 유입시 이를 신속하게 차단하여 안전하고 신뢰성 있는 전기설비의 사용을 보장해 준다. 기존에는 수계산에 의해 수행되던 계산을 정확하고 표준화된 계산이 가능한 전산 소프트웨어를 개발함으로써 보다 편리하게 설계할 수 있게 하였다. 개발된 프로그램은 기존의 설계방식과 비교하여 보다 정확한 설계임을 입증하였으며, 사용자가 쉽게 사용할 수 있도록 GUI화면으로 구성한 점이 특징이다. 출력자료는 사용자의 필요에 따라 다양하게 출력할 수 있어 전산화의 이점을 최대한 살렸다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1997.05a
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• pp.45-50
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• 1997

가스사고 중 단순 누설, 누설에 의한 폭발 및 화재사고가 ‘77년부터 ‘95년까지 전체사고의 97,2%를 차지하고 있고, ‘95년 한해동안에는 90%를 초과하여 발생하였으나, 사고의 원인은 명백하게 규명하면서도 폭발 또는 화재발생에 따른 가스의 누출량을 입증하기 위한 자료나 실험자료가 없어 사고조사에 곤란을 격고 있었으며, 이에 따라 가스의 누출량을 추정할 때 조정기의 용량이나 일반적인 누출량 계산식에 근거하여 가스의 누출량을 추산하여 폭발 및 화재발생의 원인을 추정하고 있는 등 사고발생과정을 설명하는데 미진한 부분이 많아 실제로 LPG의 누출량을 측정하여 그 기록을 사고조사시 활용하고 사고 발생과정을 과학적으로 입증하는데 다소 보탬이 되도록 하기 위하여 이번 실험을 실시하게 되었고 본 실험의 통계적인 수치를 전적으로 실제 사고에 적용하기란 아직까지 미흡한 점이 많다고 생각되나 정확한 사고원인조사가 가스안전관리 정책수립의 기본 바탕이 되어야 함으로 이러한 실험이 계속 발전적으로 실시되어 자료로 활용될 수 있기를 바라며, 다소 아쉽고 미흡한 점도 많은 실험이었으나 가스의 누출량에 대한 첫 실험이었다는 점에 의의를 두고, 앞으로 이와 같은 실험이 지속되어 가스안전에 관한 시험 및 자료수집이 활발해 질수 있기를 바란다. (중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.801-805
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• 1998

1000 MWe 국내 표준형 원전을 대상으로 노심이 손상되는 각종 중대사고 시나리오에 대하여 방사선원항 특성을 평가하기 위하여, 2단계 확률론적 안전성 평가 방법론에 따라 방사선원 방출군을 정의하고 원전 중대사고 발생시 격납건물 손상을 가정하여 각 방출군별로 격납건물 외부로 방출되는 방사능 방출율을 정량화하였다. 도출된 19개의 그룹중에서 방출률이 작거나 발생빈도가 낮은 7개를 제외하고 12가지 대표 사고경위에 대하여 계산을 수행하였으며, 분석결과는 격납건물 내에서 감쇄효과가 작은 증기발생기 세관 파단사고, 격납건물 격리 실패사고 및 조기 격납건물 파손사고 둥이 상대적으로 큰 방사능 방출량을 보여주었다

• Journal of Korean Institute of Fire Investigation
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• v.4 no.1
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• pp.82-85
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• 2004

본 연구는 가스사고의 전형적이고 대표적인 폭발사고와 관련하여 LP가스용기밸브 압력정기, 중간밸브(볼밸브) 및 염화비닐호스로부터의 가스누출량이 어느 정도 되는지에 대하여 이론적으로 계산한 가스누출량과 실제 가스누출량에 대하여 실험을 통하여 연구함으로서 체적공간에서의 폭발과정과 점화원 및 사고경위를 조사하는데 중요한 자료로 활용하고 의도적이거나 취급 또 시공상의 부주의에 의한 가스누출 발생시 사고당시 가스누출량을 확인하는데 활용하고자 연구하게 되었다.

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• no.11 s.83
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• pp.86-93
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• 1983

• Nuclear industry
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• v.20 no.6 s.208
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• pp.31-44
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• 2000

본 연구에서 액체금속로의 노심용융(core meltdown)으로 인한 초 즉발 임계(super-prompt critical)의 출력 폭주 사고시, 노심의 반응도 및 열수력 특성 변화와 에너지 방출량등을 계산하기 위하여, Bethe-Tait 방버론을 수정, 보완한 분석 모델이 개발되었다. 주요 보완 내용으로서는, 금속 연료 노심의 단상 액체 영역에서의 선형의(Linear) threshold 형태의 상태 방정식뿐만 아니라 포화 증기(saturated fuel vapor) 영역에서의 상태 방정식이 개발되었고, 이에 따른 노심 붕괴 반응도(disassembly reactivity)의 분석 모델이 개발되었다. 또한 도플러 반응도 효과를 고려하기 위한 분석모델도 아울러 개발되었다. 상기 보완 모델을 실행할 수 있는 수치 해석 프로그램이 개발되었고, 이를 활용하여 KALIMER에서 HCDA가 발생하였을 경우 노심에서의 에너지 방출량 계산이 수행되었다. 분석결과 도플러 효과와 포화 증기 영역에서의 압력 증가 및 노심팽창의 중요성이 확인되었다. 도플러 효과가 고려되지 않을 경우 HCDA는 분석된 모든 반응도 삽입률에 대하여 폭발적인 에너지 방출과 함께 사고가 종결되는 것으로 평가되었다. 그러나 도플러 상수가 최적 평가치인 -0.002인 경우 50$/s이하의 반응도 삽입률에서는 노심은 비등점(0.8KJ/g)에 도달치 않았으며, 설계 기준 사고인 100$/s의 경우에도 노심은 포화 증기 영역에 머물고 압력이 급격히 증가하는 단상(single phase)액체 영역의 threshold 값에 미치지 않기 때문에 사고는 핵연료 증기(vapor)의 점진적인 분산과 함께 종결되는 것으로 분석되며, 총 에너지 발생량은 약 1,800MJ로서 기계적 손상 에너지로 전환되는 분율을 고려할 때 KALIMER 원자로 용기의 구조 설계 기준치에 비해 상당한 여유도를 갖는 것으로 평가되었다.

• Journal of the Korean Society of Surveying, Geodesy, Photogrammetry and Cartography
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• v.7 no.1
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• pp.27-35
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• 1989

Sport photographing by the Stereo-Camera generally used in Europ, Japan, etc was applied to the traffic-accident analysis more preferreatially than the measuring with Tape where some problems are found in its accuracy and duribility. Time for photographing and that for measuring a datum point were compared causes for accidents were analyzed by spot drawing PAMS, with a patameter of an exclusively used drawing set, after 3-dimensions were first measured and computed in Stereo-model. Also the collision-angle, the direction of the handle and the quartity of loss after a clash were computed by using a accident vehicle as a model those data was suggested as a way of potential practical the accidents at large.