• 전산구조공학
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• 제3권3호
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• pp.39-47
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• 1990

본 고에서는 현재 국내 원전설계시 원용되고 있는 미국의 원전내진설계 관련규준의 구성체계를 훑어본 다음, 최근 대폭 개정된 절차를 중심으로 그 배경 및 세부내용을 소개하고, 이들 개정내용이 설계결과에 미칠 영향을 분석하고자 한다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 추계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.330-331
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• 2011

• 전기의세계
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• 제60권10호
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• pp.32-39
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• 2011

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.14-20
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• 2014

원전 내 방사선작업종사자 피폭량의 대부분은 계획예방정비기간 중 냉각재계통에 존재하는 $^{58}Co$, $^{60}Co$등과 같은 CRUD에 의하여 일어난다. 따라서 원전 내 방사선작업종사자의 피폭 최적관리를 위해서는 냉각재계통의 선원항을 사전에 파악할 필요가 있다. 이 연구는 원전 내 선원항을 알아보기 위해 국내 최초로 계획예방정비 기간 중 증기발생기 부근에서 CZT 반도체 검출기를 이용한 배관 직접 측정법을 사용하였다. 또한 신규원전과 노후원전에서 선원항의 차이를 알아보기 위해 두 원전에서 측정한 결과를 비교 하였고 노후원전에 대하여는 정지화학처리에 따른 선원항의 변화를 측정하였다. 노후원전에서 정지화학처리에 따른 선원항 변화는 발견되지 않았으며, 신규원전 및 노후원전의 주요 선원항은 $^{58}Co$와 $^{60}Co$ 였고, $^{59}Fe$는 신규원전에서만 $^{137}Cs$와 $^{95}Zr$는 노후원전에서만 보였다. $^{58}Co/^{60}Co$의 비율은 노후원전보다 신규원전에서 크게 나타났으며 운전연한이 증가 할수록 반감기가 긴 $^{60}Co$의 비방사능이 커지기 때문이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.107-122
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• 2018

국내 최초의 상업원전인 고리1호기가 2017년 6월에 영구 정지되었다. 고리1호기 해체를 시작으로 한국은 원전 해체시장에 본격적으로 발을 내딛는다. 원자력발전소 해체를 위해서는 고려해야 할 사항들이 많으며, 방사선환경영향평가 또한 그 중 하나이다. 방사선환경영향평가의 목적은 주변주민의 건강과 안전을 도모하기 위해, 해체 전 및 해체 중에 해당 시설에서 방출되는 방사성물질로부터 주변주민이 받는 피폭방사선량이 규제 제한치를 초과하지 않음을 확인하는 것이다. 현재 국내에는 해체시 방사선환경영향평가서를 작성하는데 필요한 세부지침이 미비한 상황으로, 다수의 원전 해체 경험을 보유한 미국의 해체시 방사선환경영향평가서를 비교 분석하여 국내 상황에 맞는 해체시 방사선환경영향평가 방안을 개발하였다.

• 원자력산업
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• 제29권3호
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• pp.118-127
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• 2009

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.483-484
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• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.286-292
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• 1995

국내 최초의 한국표준원전 가압경수로인 울진 3,4 호기의 운전 특성을 정확하게 실시간으로 모사할 수 있는 한국표준원전 NPA가 개발되고 있다. 동 NPA는 발전소의 정상 및 비정상 운전 상태를 Desk-top 소령 컴퓨터에서 모사하여 그 결과를 그림화면(mimic)에 나타내고 운전원 조치 사항을 Interactive하게 수용할 수 있는 능력을 갖추고 있다. 한국표준원전 NPA의 개발을 위하여 울진 3,4 호기 한국표준원전의 설계 자료를 기준으로 그래픽사용자 인터레이스의 새로운 mimic 및 해석모델에서 사용하는 데이타베이스를 성공적으로 작성하였다. 향후 한국표준원전 NPA는 새로운 모형 개발을 완료한 후 발전소 운전자료와의 비교분석을 통해 성능 검증을 거치면 교육을 및 엔지니어링 작업에 유용하게 사용될 수 있을 것이다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 추계학술대회 논문집 학회본부 A
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• pp.26-28
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• 2000

국내 원전 소외 전력 계통과 실계통 대상과도 안정도 해석은 대형 해석프로그램인 PSS/E 등에 의존하여 해석해왔으나, 규제 관점에서 보수적인 과도 안정도를 해석할 수 있는 간이 프로그램을 개발하여, 규제 요건 적합성 여부를 확인할 수 있게 하였다. 본 프로그램은 원전 전력계통에 적용되는 품질요건을 적용하지 않는 제어기에 대하여 신뢰를 두지 않았으며, 송전망 보호 계통-보호계전기 및 차단기-에 의존하여 3상 평형 단락 고장 조건 과도 안정도를 해석한 결과, 과도적인 안정도 판별에 적합함을 확인하였다. 가혹한 송전망 조건 아래 원전 발전기의 고장제거 지연시간에 대한 민감도 분석을 통하여 취약한 원전 부지 및 원전 발전기를 확인할 수 있다.

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2011년도 추계학술논문발표회 논문집
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• pp.253-257
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• 2011

본 논문에서는 설계중인 스마트원전에 대한 화재 PSA 방법과 결과 그리고 민감도분석 결과를 기술하였다. 기존 국내 원전 화재 PSA에서는 EPRI의 fire PRA implementation guide에 따라 수행해왔었다. RG 1.189에 따르면 NFPA 805를 채택하는 원전이나 신규원전은 NUREG/CR-6850 방법에 따라 화재 PSA를 수행해야만 한다. 스마트는 설계단계의 원전이기에 화재 PSA 수행위한 충분한 설계정보가 없고 스마트의 선행호기도 없다. 따라서 NUREG/CR-6850 방법을 스마트에 모두 적용할 수 없어 EPRI fire PRA implementation guid와 NUREG/CR-6850 방법을 사용하여 스마트 원전에 대한 화재 PSA를 수행하였다. 화재 PSA 결과에 중요한 영향을 미치는 요인들에 대해 민감도분석을 수행하였다.