• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1996.10b
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• pp.54-58
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• 1996

우리나라의 원자력발전소는 1978년 최초의 고리 1호기가 도입, 가동된 이래 1996년 현재 11기의 원전이 가동되고 있다. 그 시설규모나 발전량 면에서 공히 세계 10위의 원자력발전국가로 부상하게 되었다. 더욱이 현재 95% 이상의 상용 원전 건설기술 수준 확보와 더불어 건설중이거나 계획중인 원전계획도 활발하게 추진되어 우리나라의 원전개발은 명실상부한 선진국 수준에 이르는 것으로 평가되고 있다. 그러나 우리나라에서 이와 같이 활발하게 이용되고 있는 원전은 현재의 유용성이 막대한 만큼 그 이용에 따르는 미래의 책임과 의무도 크다는 점을 인식하여야 하며, 따라서 본 고는 향후 우리나라 원자력 정책수립의 기초자료를 제공하기 위해 원자력 선진국의 원자력산업을 중심으로 원자력활동에 수반되는 미래의 재정적책무에 대한 일부 사례와 논점을 정리한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.103-109
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• 1996

고리 원자력 1호기 14주기(‘95년도) 운전기간 중 증기발생기 세관 열전달 용량 저하로 전출력 운전 기간동안 정격출력보다 15% 감발 운전한 경험이 있었는데, 이 기간중 냉각재내 방사성 부식생성물(CRUD) 농도가 약 80% 감소됨을 발견하였다. 이때 출력감소 비율보다 많은 CRUD 감소현상 규명을 위해 냉각재 수질관리인자와 EPRI 피복재 부식모델인 PFCC코드를 사용한 피 복재 산화물 두께변화 등을 비교한 결과, 운전중 용출되는 방사성 부식생성물은 핵연료 표면의 피복재 산화물에 흡착된 Co핵종이 피복재 산화물 이탈시 함께 거동하는 것으로 확인되었으며, 피복재 산화물 이탈은 산화막 두께 및 열유속에 주로 의존함이 밝혀졌다. 따라서 냉각재내에서 방사성 부식 생성물의 생성률 저감을 위해서는 정상운전시 핵연료 표면의 산화막 증가를 억제할 수 있는 수질 조건을 도출하고 그에따른 운전을 통해 원전 작업자의 방사선 피폭량 저감 및 방사성폐기물의 발생을 줄일 수 있을 것으로 여겨진다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2001.07a
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• pp.84-86
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• 2001

본 연구에서는 플랜트의 계측신호로 부터 특징 패턴 파형들을 감지하고 패턴감지 정보로부터 플랜트의 운전상황 및 고장을 알아내도록 하는 새로운 기법을 제시하고, 이러한 기법의 실현에 필요한 신호처리 기초 연구를 수행하였다. 또한 보령화력 1.2호기 500MW급 드럼형 보일러및 제어 시스템을 대상으로 보일러 플랜트의 dynamics 모델링과 운전 시뮬레이션을 통하여 여러 운전 패턴및 고장 상황을 발생시켜 고장감지 앨고리즘들의 개발 및 시험과정에 적용하였다. 본 연구에서 수행한 보일러 및 보일러 제어계통에 대한 모델링 및 시뮬레이션은 실제 수행한 발전소 시험 데이터와 비교할 때 높은 일치도를 보이는 결과를 보였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.961-966
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• 1995

국내 상업적으로 운용증인 경수로 원자력 발전소중, 중기발생기의 건전성 유지를 위하여 보수 유지에 많은 비용을 소비하고 있다 특히 중기발생기 전열관으로 사용되는 inconel 600 재질에 많은 문제점이 발생되었다. 전열관 파손에 대한 보수 및 방지기술은 plugging, sleeving, shot penning, Ni-plating 등이 있다. 특히 최근에 개발된 고출력 Nd:YAG 레이저를 이용한 sleeving 보수 기술이 개발되었다. Nd:YAG 레이저를 이용한 보수 방식은 미국의 WH 및 일본의 MHI 등이 선정하여 실용화 단계에 있으며, 이는 광섬유로 전송이 가능한 Nd:YAG 레이저를 이용하여 원격으로 가공할 수 있는 기술이다. 현재 한국 원자력 연구소에서는 전열관 레이저 보수 용접에 대한 개념을 확립하고 장비 및 기구를 개발하였으며, 고리 1 호기 전열관규격에(7/8") 3/4" sleeve tube를 삽입하여 약 50 m 떨어진 곳으로부터 원격 레이저 용접을 실험실적 규모로 실증 하였다.모로 실증 하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.651-657
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• 1995

고리원자력1호기에서 각각 2주기, 4주기동안 연소한 핵연료봉 G33-N2(평균연소도:3464MWD/MTU) 및 G23-14(평균연소도:13917MWD/MTU)에 대하여 와전류시험을 수행한 결과 G33-N2 핵연료봉 하단으로부터 각각 2290mm, 2878mm 위치에 관통결함신호와 내부결함신호를 얻었다. 또한 G23-l4 핵연료봉에서는 ridge 와전류신호를 획득하였다. 비파괴적 와전류시험을 통하여 관통결함 및 내부결함으로 예측된 위치에서 파괴적 금속조직시험을 수행하여 얻은 결과는 와전류시험결과와 잘 일치하였다 G23-l4 핵연료봉에서 획득한 ridge 와전류신호는 직경측정시험결과와 비슷한 경향을 보여 주었다. 따라서 와전류시험을 통하여 핵연료봉에 대한 건전성 평가 도구로서의 그 신뢰성이 양호함을 실증하였으며 핵연료봉의 ridge 정보도 제공할 수 있음을 입증하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2000.07d
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• pp.2501-2503
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• 2000

본 연구는 윈자력발전소 원자로 냉각재 계통의 가압기 밀림배관내에서 서로 다른 온도의 유체가 밀도차에 의해 분리된 채 존재하는 열성층의 온도를 감시할 수 있는 시스템을 개발한다. 개발된 온도 감시 시스템은 국내원자력발전소 중 가장 오래된 고리원자력발전소 1호기의 수명연장과 관련하여 가압기 밀림배관의 열성층 온도를 측정하므로써 열성층화에 따른 배관의 건정성 여부를 평가하는데 사용한다.

• Nuclear industry
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• v.23 no.7 s.245
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• pp.45-54
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• 2003

제어봉 구동 장치 제어 시스템 국산화 개발의 필요성은 경제적 관점에서 뿐만 아니라 원전의 운전과 유지 보수 측면에서도 어제 오늘 대두된 문제가 아니라 본다. 천연 자원이 부족한 우리나라에서는 급증하는 전력 수요를 충족시키기 위하여는 원전에 의존하지 않을 수 없으며, 이에 따라 가동 원전의 수명 연장을 위한 개$\cdot$보수뿐만 아니라 신규 원전 건설 계획 또한 지속적으로 수립되고 있는 것이 현실이다. 그러나 국내에 처음으로 고리 1호기가 건설된 1978년 이후 그 동안 많은 사람들의 노력에 의하여 설비 제작 관련 기술은 거의 완성 단계에 와 있다고 보여지나, 두뇌와 신경 조직에 해당하는 계측 제어 시스템 관련 기술은 아직 초보 단계를 벗어나지 못하고 있는 것이 사실이다. 이러한 우리의 현실을 극복하기 위하여 과학기술부 주관으로 원전계측제어시스템국산화사업단이 발족하였으며, 국내 원자력 산업계를 실질적으로 이끌고 있는 당사가 최종 상용화를 목표로 막대한 자금을 부담하면서 주도적으로 참여하고 있다. 지난 5월 제어봉 구동 장치 제어 시스템이 그 첫 결과물로서 발표 되었으며, 여기서는 기존 시스템과의 비교 분석을 통하여 그 개발 시스템의 기술적 경제적 특징과 의의를 살펴 보고자 한다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2003.07d
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• pp.2432-2434
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• 2003

노내 중성자 분포 측정 설비는 원자로 내부의 중성자 분포를 측정하는 설비로서 원자로 내부를 이동하는 검출기의 구동 메커니즘 제어와 측정 데이터 취득을 위한 제어시스템이 요구된다. 이 설비는 발전소 건설 당시 도입되었던 제어시스템으로 운전되고 있으나 노후되어 디지털 제어시스템으로의 설비 개선 연구가 착수 되었다. 개발된 제어시스템은 산업표준 Programmable Logic Controller 및 소프트웨어 기반으로 설계되어 기능개선, 설계변경 및 예비품 확보에 유연하게 대처할 수 있고, 진보된 검출기 구동 메커니즘 제어와 검출기 데이터 취득 기능을 통하여 측정 작업의 완전 자동화가 가능하다. 특히, 다양한 진단 기법을 통하여 작업상황 및 설비의 상태를 파악하여 필요한 보호기능과 경보기능을 제공함으로써 설비의 안정적 운영과 정비가 편리하다. 현재 개발된 시스템은 고리1호기에 설치되어 주기적으로 노내 중성자 분포 측정 작업을 수행하고 있다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.18 no.2_spc
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• pp.291-303
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• 2020

The Kori-Unit 1 nuclear power plant, which is scheduled to be decommissioned after permanent shutdown, is expected to generate large amounts of various types of radioactive waste during the decommissioning process. Among these, nuclear reactors and internal structures have high levels of radioactivity and the dismantled structure must have the proper size and weight on the primary side. During decommissioning, it is important to prepare an appropriate and efficient disposal method through analysis of the disposal status and the legal restrictions on wastes generated from the reactors and internal structures. Nuclear reactors and internal structures generate radioactive wastes of various levels, such as medium, very low, and clearance. A radiation evaluation indicates that wastes in the clearance level are generated in the reactor head and upper head insulation. In this study, a clearance waste safety evaluation was conducted using the RESRAD-RECYCLE code, which is a safety evaluation code, based on the activation evaluation results for the clearance level wastes. The clearance scenario for the target radioactive waste was selected and the maximum individual and collective exposure doses at the time of clearance were calculated to determine whether the clearance criteria limit prescribed by the Nuclear Safety Act was satisfied. The evaluation results indicated that the doses were significantly low, and the clearance criteria were satisfied. Based on the safety assessment results, an appropriate metal recycle and disposal method were suggested for clearance, which are the subject of the deregulation of internal structures of nuclear power plant.

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.12 no.3
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• pp.297-304
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• 2018

U.S. nuclear power plant decommissioning guidelines(MARSSIM and MARLAP) are recommends to use DQOs when planning and conducting site surveys. The DQOs which is constructed in the site survey planning stage provide a way to make the best use of data. It helps we can get the important information and data to make decisions as well. From fifth to seventh steps of DQOs are the process of designing a site survey by using the collected data and information in the previous step to make reasonable and reliable decisions. The gray region that is set up during this process is defined as the range of concentrations where the consequences of type II decision errors are relatively small. The gray region can be set using DCGL and the average concentration of radionuclide in the sample collected at the survey unit. By setting up the gray region, site survey plan can be made most resource-efficient and the consequences on decision errors can be minimized. In this study, we set up the gray region by using the DCGL of Kori-1 which was derived from the previous research. In addition, we proposed a method to assess the concentration of radionuclide in samples for making decisions correctly.