• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.1061-1066
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• 1995

우리나라의 후행 원전연료주기 정책은 경제성이나, 기술성, 환경 영향 등 여러가지 계량, 비계량 지표들을 면밀히 분석하여 궁극적으로 국민의 복지와 민족의 번영에 이바지 할 수 있도록 선정되어야 한다. 본 논문에서는 AHP(Analytic Hierarchy Process) 방법을 후행 원전연료주기 정책 수립에 이용할 수 있도록 우리나라에서 가능한 후행 원전연료주기 시나리오의 몇가지 예를 제시하였으며, 정책 결정요소로서 에너지 안보와 경제성, 기술성, 국내 사회정치, 국제관계 등 5개의 주기준과 주기준에 종속되는 19개의 보조기준을 선정하였는데, 적절한 후행 원전연료주기 정책대안들을 선정하여 AHP 방법에 따라 정책결정기준들을 평가한다면 후행 원전연료주기 정책수립과정에 AHP 방법을 효과적으로 이용할 수 있을 것으로 기대된다.

• Proceedings of the Korea Institute of Fire Science and Engineering Conference
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• 2013.11a
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• pp.191-192
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• 2013

원전 화재 PSA에서 화재 초기사건발생빈도는 전체 노심손상빈도에 직접 비례하여 영향을 주기 때문에 중요한 요소이다. 미국 NRC는 EPRI와의 공동연구를 통하여 원전 화재 PSA의 신규 방법론(NUREG/CR-6850)을 개발하였고, 미국 원전사업자들은 신규 방법론을 적용하여 화재 PSA를 수행하고 있다. 최근 EPRI는 원전 화재 초기사건 발생빈도 추정시 NUREG/CR-6850에서 사용된 화재심각도 분류방법을 개정한 지침서를 발간하였다. 본 논문에서는 신규 분류기준에 대해서 살펴보고, 국내 원전에서 경험한 화재사건에 대해서 신규 분류 기준을 적용하여 고찰하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.73-79
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• 1996

현재의 원전 운용은 연료주기 비용을 최소화하여 경제성을 향상시키는 것이 세계적인 추세이다. 따라서 영광 3, 4호기 이후의 국내 원전 건설의 대부분이 될 한국 표준형 원전을 대상으로 하여, 현재 개발 중이거나 이미 실용화된 개량 원전 연료의 특성을 적용하여 실제 노심해석을 수행하고. 이에 따른 경제성 분석을 수행하였다. 노심해석은 현재의 영광 3, 4호기에 장전된 CE형 연료 및 장주기용 개량연료를 초기노심 및 평형 노심에 각각 장전하는 경우에 대하여 수행하였다. 가연성 흡수체는 현재 사용중인 Gadolinia 및 Integral Fuel Burnable Absorber(IFBA) 가연성 흡수체를 사용하여 분석하였다. 그 결과 현재의 CE형 연료에서 사용하는 0.382" 연료봉보다 0.374"의 연료봉이 중성자 경제성 측면에서 유리하며, Gadolinia보다 IFBA가 반경방향 첨두출력 계수의 제어를 쉽게할 수 있슴이 밝혀졌다. 그 외에 열적 여유도 증진을 위한 유량 혼합 날개의 채용과 고연소도를 위한 새로운 피복관 재료의 사용이 요청된다. 이상과 같은 결과는 향후 표준형 원전의 장주기용 개량연료를 위한 개발 방향으로 제시될 수 있다. 제시될 수 있다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.9 no.1
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• pp.35-39
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• 2013

The Operating Experience Report(OER) has written about the event and accident happened at a Nuclear Power Plant(NPP). The purpose of publishing the OER is to prevent the similar event or accident repeatedly by spreading the experience of a single plant to other plants personnel. Before initiating the analysis mentioned in this paper, 2,298 review reports for the same number of OER published from 2007 to June 2012 have been written to achieve the correct and objective statistics. The analysis introduced in this paper is performed with the various factors such as year, plant type, equipment, type of work, root-cause. The root-cause analysis is showed that the equipment problem is the major factor in domestic NPPs, but on the other hand human-error is the main part of the foreign NPPs. Moreover, while the number of the man-made event is decreasing, the equipment-made event is rapidly increasing in domestic NPPs.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.264-269
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• 1997

국내 PWR 원전에서는 계획예방 정지운전 중의 일차측 정지화학 제어에 의해 노심외부의 방사선장을 감소시키므로서 작업종사자의 피폭을 최소화하도록 많은 노력을 경주해 오고 있으며, 보다 나은 정지화학 제어를 위해서는 정지운전 자료에 대한 보다 정밀한 평가와 예측이 요구되고 있다. 본 연구에서는 정지화학을 평가하고 정지후 운전시간에 따른 방사능준위의 변화를 예측하기 위해서 계산프로그램(SCALP)을 개발하여 이를 국내 PWR 원전 A에 적용하고 그 정지운전 특성을 해석하였다.

• Nuclear industry
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• v.37 no.8
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• pp.16-20
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• 2017

<세계일보>는 8월 28일 '신고리 원전 중단'에 대해 전국 성인남녀 700명을 대상으로 한 숙의형 온라인 여론조사 결과를 보도했다. <세계일보>는 "이번 조사는 이슈에 대해 단순히 찬반 의견만 묻는 일반적인 여론조사와 달리 이슈에 얽힌 상대방 논리를 접하고, 그 후 기존 생각에 변화가 일어났는지 알아보는 방식을 취했다."면서 "국내에서 온라인으로 숙의형 여론조사가 실시된 것은 이번이 처음이다."고 밝혔다. 기사 내용을 전재한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.483-488
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• 1997

원자력발전소 가압기 밀립배관은 원자로냉각재계통 압력을 제어하는 기능을 가진 가압기와 원자로냉각재계통을 연결하는 ASME 1등급 기기로서 건전성 확보가 필수적이다 그러나 현재 운전중인 국내ㆍ외 원전의 가압기 밀림배관은 설계시 열성층화(Thermal Stratification) 현상발생 뿐만 아니라 동 현상이 배관 건전성에 미치는 영향이 전혀 고려되지 않아 본 연구에서는 국내 운전중인 원전 가압기 밀림배관에서 발생하는 열성층화 정도를 확인하고. ASME 코드에 입각한 평가방법론을 정립 설계조건과 운전조건에 대한 평가를 수행하므로써 건전성에 미치는 영향을 평가하였다.

• Proceedings of the ESK Conference
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• 1993.10a
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• pp.89-99
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• 1993

원자력발전소 고장 및 불시정지 사례의 상당수가 시스템과 연계되어 인간에 의해 수행되는 운전, 유지보수, 관리와 관련된 인적오류에 기인하는 것으로 알려져 있다. 이러한 인적오류는 원자력발전소의 안전성과 효율성의 유지에 중요한 변수로 작용하며 불시정지에 의한 경제적 손실과 사회적 충격을 초래 하게 된다. 특히, 국내 원자력발전소가 외국설계라는 점과 인적요인에 대한 체계적인 평가가 이루어 지 지 않은 상태에서 운영중인 것을 감안하면, 인적요인의 국가별 차이에서 발생가능한 인적오류 유발요인 이 상존하고 있다고 할 수 있다. 이러한 인적오류의 중요성에 비해 국내 원자력 발전소의 인적오류에 대 한 연구는 지금까지 활발히 이루어지지 않고 있다. 본 연구에서는, 국내 원자력발전소에서 발생하는 인적 오류의 분석과 그 분석결과를 응용하기 위한 기술개발의 첫단계로, 기존 국외의 인적오류연구방법론 비교 분석, 국내 원전의 인적오류 발생현황 및 관련보고체계 분석, 등을 수행하여 국내 원자력발전소의 인적오류 분석 및 응용기술개발을 위한 연구개발 방향을 정립하였다. 기존 국외의 인적오류연구방법론 비교분석에서는, 인적오류에 대한 연구를 그 접근 방식에 따라 관리적 접근방식, 정량적 접근방식, 정성적 접근방식의 세가지로 분류하여, 각 접근방식에 대한 분석대상, 분석방식, 수행목적 등, 각 접근방식의 특징과 이에따른 실효성을 분석하였다. 그리고, 국내 원전의 인적오류 발생현황 및 관련보고체계분석에서는, 국내 원자력발전소에서 발생한 고장/정지 사건이 내포하고 있는 인적오류의 주요 형태를 파악하였으며, 또한, 인적오류연구 수행에 필수적인 인적오류사례원으로서 국내 원전에서의 인적오류 관련 보고체계에 대한 운용현황을 파악하고 그 유용성을 조사하였다. 이러한 연구를 통하여, 국내에 적용가능한 인적오류 분석기술개발 추진을 위한 제약 조건과 이러한 제약조건을 극복하고 인적오류 분석기술 수준을 향상시키기 위한 필요충분조건을 파악하였으며, 이 필요충분조건을 고려하여 인적오류 분석기법개발, 인적 오류 사례전파 및 자료관리 기술개발, 인적오류 사례수집 기술개발, 등을 주요 골자로 하는 인적오류 분석기술개발의 기본 방향을 설정하였다. 이와 아울러, 오류사례의 수집, 상세분석, 자료의 저장 및 응용을 위한 hardware 및 software 환경을 체계화하였다.

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.11 no.1
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• pp.1-8
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• 2017

The U.S. NRC establishes a radiological criteria with regard to restricted or unrestricted use of nuclear plant site after decommissioning in NUREG-1757. According to this, a nuclear plant site can be released in a restricted way or unrestricted way only if a licensee demonstrates that the dose criteria is fulfilled after the site decontamination and remediation. In order to prove compliance with the radiological criteria of site release, LTP(License Termination Plan) must include the site release criteria, site characterization, final survey plan with major radionuclides and DCGL(Derived Concentration Guideline Levels), etc. Based on the decommissioning case of Rancho Seco nuclear power plant in the United States, this paper analyzed a method of setting the DCGL that can be applied to Kori NPP Unit 1 which will be permanently disabled in 2017.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.40 no.4
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• pp.261-266
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• 2015

As performance of electronic personal dosimeter (EPD) used for auxiliary personal dosimeter in nuclear power plants (NPPs) has been being continuously improved, we investigated application cases in Korea and other countries and also tested it in NPPs to assess the performance of EPD for external radiation dosimetry. Result of performance tests done in domestic NPPs was similar to those obtained by IAEA in cooperation with EURADOS (IAEA-TECDOC-1564). In addition, EPD/TLD dose ratio has shown similar tendency of EPD/Film-badge dose ratio from the research by the Japan Atomic Power Company (JAPC) and EPD provided more conservative value than TLD or Film-badge. Although some EPD's failures have been discussed, EPD has shown continuous improvement according to the report of Institute of Nuclear Power Operation (INPO) and data from domestic NPPs. In conclusion, It is considered that the general performance of EPD is adequate for external radiation dosimetry compared with that of TLD, providing appropriate performance checking procedure and alternative measures for functional failure.