• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2000년도 춘계학술대회논문집
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• pp.670-678
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• 2000

Loose parts monitoring system(LPMS) is one of the important monitoring systems for the safe and efficient operation of the nuclear reactor, since it is LPMS that can early detect loose parts which may cause a significant damage in facilities or components of the plant. Nuclear power plants in Korea have recently experienced several loose part alarms due to the metallic impact and it is expected that the frequency of the loose part will be increased along the aging of the plants. In this paper, the status of loose parts monitoring technologies and facilities in Korean nuclear power plants is presented for the establishment of LPMS installation plan in some nuclear reactors which are not yet equipped with LPMS. Sensor specification, location and mounting method for loose parts monitoring were reviewed. As a result, the location and the mounting method of the properly chosen sensor was recommended. Data acquisition algorithms and discriminating rules of loose part impact signals were also reviewed. Actual alarm cases occurred by true impact signal and false impact signal were stated here.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제14권2호
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• pp.37-44
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• 1989

원자로 냉각재에서의 방사능 누적 저감을 위한 수질 관리 개선 방안으로 현재의 coordinated lithium-boron 운전 방식을 elevated lithium 방식으로 전환시켜 냉각재의 pH를 높게 유지시키는 기법에 대해 검토하였다. 국내 PWR원전에서의 pH와 원자로 냉각재내의 방사능 누적 관계를 분석하였으며 그 결과, 고 pH 운전이 현재의 pH 운전 방법보다는 방사능 누적 저감에 유리하다는 것을 알 수 있었다. 이러한 결과는 냉각재중의 부식생성물의 구성이 magnetite 보다는 nickel ferrite 쪽이 지배적인 비중을 차지하고 있음을 보여주는 것이며, 고 pH 운전 범위는 pH 7.0-7.4가 적합한 것으로 나타났다.

• 비파괴검사학회지
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• 제30권4호
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• pp.380-385
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• 2010

국내 가동중 원자력발전소는 KEPIC MI 또는 ASME Code Sec. XI 등의 기술기준에 따라 가동중검사를 수행하며, 이를 통해 주요 기기 및 배관의 건전성을 확인하고 있다. 하지만, 원전 설계단계에서 고려되지 못한 다양한 손상기구에 대해서는 별도의 강화 검사프로그램을 통해 건전성을 확인하고 있다. 이러한 강화 검사프로그램에 대한 요건은 규제기관에서 개발하거나, 발전사업자가 자발적으로 규정을 마련하는 경우가 있으며, 사업자가 개발한 검사프로그램에 대해서는 규제기관의 심사과정을 거쳐 적합성 여부를 확인하고 있다. 본 논문에서는 원자력발전소 설계단계에서부터 반영된 기술기준 KEPIC 또는 ASME Code에 따른 가동중검사 외에, 발전소 손상경험 등을 반영하여 강화된 검사프로그램을 중점적으로 고찰하고, 비파괴검사 관련 요건을 검토하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.411-420
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• 2003

원자력발전소 운전과 함께 국내 원전에서 계속 발생, 저장하고 있는 사용후핵연료를 안전하고도 효율적으로 관리하기 위하여 차세대관리 종합공정을 개발하고 있으며, 이를 실증하기 위한 시설을 설계 중에 있다. 이 실증시설은 조사재시험시설에 마련된 예비 핫셀을 차세대관리 종합공정의 특성을 고려하여 개조하여 사용할 예정이다. 이 연구에서는 실증시설에 대한 기존 시설 및 부대시설의 개조방안 등 기본 건축구조 설계에 대한 기준과 설계내용을 제시하였으며, 건축구조물의 안전성을 입증하기 위한 해석을 수행하고 그 결과를 제시하였다. 본 연구결과는 차세대관리 종합공정 실증시선의 상세설계를 위한 자료로 사용될 것이며, 시설의 인허가를 위한 자료로 활용될 것이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.78-82
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• 2003

국내 원전에서 증기발생기 세정 후 발생되는 Fe-EDTA 함유 폐액 처리를 위한 초임계수 산화공정 (Supercritical Water Oxidation Process), 광촉매 산화 공정 (Photocatalyst Oxidation Process) 및 DBD 상온 플라즈마 공정 (Dielectric Barrier Discharge Atmospheric Pressure Plasma Process)이 평가되었다. 초임계수 산화 공정에 의해 99.98 %이상의 EDTA 전환율을 나타내어 EDTA 처리를 위한 효과적인 반응공정임을 확인하였으나 공정의 안정성, 부식 방지대책 등이 마련되어야 할 것으로 판단된다. 광촉매산화공정으로는 10 % 정도의 낮은 EDTA전환율을 보여 세정폐액 처리 공정으로는 부적합한 것으로 나타났다. DBD를 이용한 Methylene Blue 분해 결과 저 에너지 소비율로 높은 유기물 분해 효율을 얻을 수 있었으나 실 EDTA 공정에의 적용 및 공정 규모 확장 등에 대한 향후 연구 평가가 필요한 것으로 사료된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.455-462
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• 2003

원자력법에 의해 국내 모든 가동원전은 10년마다 주기적안전성평가를 이행하고 있다. 원자력법 시행규칙 제19조의 2에 제시된 환경영향 분야의 평가는 원자로시설의 환경영향 감시계획이 적절히 수립되어 이행되고 있는지를 확인하는 것이다. 평가결과 월성 1호기 가동에 따른 환경영향은 전반적으로 기술기준을 만족하였으며, 평가기준일까지 월성 1호기 운영으로 인해 주변 주민이 받는 방사선량은 제한치 이내에서 안전하게 관리되는 것으로 확인하였다.

• 한국산학기술학회:학술대회논문집
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• 한국산학기술학회 2010년도 춘계학술발표논문집 2부
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• pp.788-791
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• 2010

One Source Multi-Use(원 소스 멀티 유스)'란 하나의 소재를 서로 다른 장르에 적용해 파급효과를 노리는 마케팅 전략을 말한다. 이 같은 '원 소스 멀티 유스'의 대표적인 소재가 바로 만화다. 그러나 근래에 들어서는 만화를 비롯하여 소설, 게임, 애니메이션, 영화 등을 원천소스로 하여 다양한 장르로 변형되고 있다. 그중 대표적인 것이 '공포의 외인구단'과 '바람의 나라'를 들 수 있다. '공포의 외인구단'은 이현세의 원작이고(1982-1983)이고 '바람의 나라'는 김진의 만화가 원전이다(1992-2008현재). '공포의 외인구단은 곧바로 영화화 됐으며 20년 후인 2009년에 드라마로 만들어 졌다. '바람의 나라는' 1997년 국내 최초의 온라인게임으로 만들어져 현재까지 많은 사랑을 받으며 서비스되는 게임이며 또한 2006년과 2007년에는 뮤지컬로도 만들어졌고 최근에는 TV드라마로 만들어져 많은 인기를 얻고 있다. 또 다른 예로는 '툼레이더'를 들 수 있는데 이는 게임이 원작이고 게임의 인기를 업고 영화로 만들어졌으며 세계적인 흥행성공에 힘입어 속편까지 제작된 상태이다. 이에 본 연구에서는 '원 소스 멀티 유스'의 대표적인 성공사례인 '바람의 나라'와 '툼 레이더'의 여러 요소 중 시각적인 요소인 캐릭터와 영상이미지의 분석을 통해 흥행요인을 도출하고자 한다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제18권1호
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• pp.128-137
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• 2014

내화뿜칠재는 주로 철골구조물 위에 시공하여 내화구조기준을 만족하기 위한 것이다. 국내에서는 원자력발전소를 비롯하여 철골구조물에 내화뿜칠재를 시공하여 왔지만, 재료특성 중 중요한 요건인 부착강도기준이 제정되어있지 않았다. 다만, 원자력발전소는 원전의 기준에 따라 부착강도 기준이 있었다. 본 논문에서는 변전소에 시공되는 내화뿜칠재의 부착강도 기준을 정하고자 하였다. 기준설정 방법은 현재 사용되는 제품으로 실험체를 제작하고, 변전소 환경에 따라 열화시키며 부착강도를 측정하고 구조물 내구연한 기간 동안 열화시킨 후 변전소에서 발생하는 충격하중 실험을 통하여 탈락여부를 평가하여 부착강도기준을 설정하였다. 본 논문에서의 부착강도는 시중에서 사용되는 제품을 기준으로 실험한 것으로 최소한의 값이라고 판단된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.252-257
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• 1998

국내 원전에 신뢰도 기반 정비(RCM : Reliability Centered Maintenance) 기법을 도입하기 위해 수행하고 있는 영광 1,2호기 시법계통 RCM 분석에서 관련 기기의 고장데이터를 RCM 분석 방법론에 따라 분석하였다. 본 논문에서는 작업의뢰서와 작업보고서 기록내용을 토대로 지배적인 고장모드 및 다빈도 고장발생 기기를 파악하여 고장원인을 분석하였으며, 기기 유형으로 분류하여 고장들을 분석하였다. 분석결과 지배적인 고장모드는 EPRI에서 분류한 고장모드에 모두 포함되었으며, 고장빈도가 높은 기기의 고장원인은 운전환경, 사용유체, 운전형태, 기기 형식 등에 따라 고장메커니즘이 다르게 나타나는 것으로 분석되었다. 기기 유형으로 분류하여 고장모드별로 고장율을 분석한 결과 미국의 Generic Data(IEEE Std 500-1984)와 근소한 차이를 보이거나 약간 낮은 것으로 분석되었으며, 고장율이 높은 기기 유형을 단위 기기별로 세분화하여 분석한 결과 공기구동 조절벨브의 외부누설 고장율은 1.10E-06 이지만 충전유량 조절밸브의 고장율은 1.70E-05로서 약 10배 정도로 고장율이 높은 것으로 분석되었다. 기기별로 세분화한 고장을 분석 결과는 시범계통 RCM 분석시 고장모드 영향분석(FMEA. Failure Mode and Effective Analysis) 단계에서 필수기기를 선정하는 하나의 인자로 활용하였으며, 고장율의 역수로 구한 고장간 평균시간(MTBF:Mean Time Between Failure)은 정비주기 선정시 기초데이터로 활용된다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제6권2호
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• pp.54-60
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• 2010

Piping failures due to thermal fatigue have been widely reported in normally stagnant non-isolable reactor coolant branch lines. Since the thermal fatigue due to thermal stratification was not considered in the piping fatigue design in old NPPs, it is important to evaluate the effect of thermal stratification on the integrity of branch lines. In this study, geometrical screening criteria for Up-horizontal branch lines in MRP-132 were applied to SI(Safety Injection) lines of KSNP 2-loop and WH 3-loop. Some computational fluid dynamic(CFD) analyses on the Reactor Coolant System(RCS) branch lines were also performed to develop the regulatory guidelines for screening criteria. As a result of applying MRP-132 screening criteria, KSNP 2-loop and WH 3-loop SI lines are determined to need further detailed evaluation. Results of CFD analyses show that both valve isolation and amount of leakage through valve can be used as technical bases for the screening criteria on the thermal fatigue analysis.