원자력발전소에 냉각재상실사고 발생 시 보온재 파편 등 이물질이 발생하여 방출된 냉각재를 따라 재순환 집수조에 흘러갈 수 있다. 이물질들이 펌프 흡입구에 축적되면 냉각수 흡입을 방해함으로써 원자력발전소 안전에 위협이 될 수 있다. NEI 04-07 및 USNRC 의 평가보고서가 이물질이동분율 평가에 대한 방법론을 제공하였지만 각 원자력발전소 고유특성을 반영한 추가적인 연구가 필요하다. 본 연구에서는 전산유체역학 코드를 사용한 원자력발전소 파단방출이동 해석 방법론을 수립하고 해석을 수행하였다. 해석 결과, 소형 이물질의 32%가 원자로건물 상부로 이동하였다. 이는 NEI 04-07 의 기본해석결과보다 7% 많은 양이다. 본 연구결과는 향후 수행될 이물질이동에 대한 해석적 연구에 중요한 참고자료가 될 것으로 판단된다.
고연소도 경수로사용후핵연료를 이용하여 voloxidation 및 소결 열처리 공정으로부터 세슘의 시간에 따른 방출 거동을 실험적으로 평가하였다. 사용후핵연료 voloxidation 공정에서는 fragment 형태의 시편을 사용하여 최대 $1,500^{\circ}C$의 산화 및 환원 분위기에 따른 세슘 방출 거동을 상호 비교하였으며, 소결 공정에서는 압분체를 이용하여 4% H2/Ar 환원분위기 에서 열처리 온도 변화에 따른 세슘방출 특성 변화를 분석하였다. 산화 분위기에서 fragment 형태의 사용후핵연료로부터 세슘 방출 온도 구간은 $800{\circ}C{\sim}1,200^{\circ}C$였으며, 환원 분위기에서 압분체로부터 방출 온도 구간은 $1,100{\circ}C{\sim}1,400^{\circ}C$로서, 산화에 의한 사용후핵 연료의 분말화가 세슘 방출 거동에 영향을 미치는 것으로 나타났다. 아울러 사용후핵 연료로부터 세슘 방출 거동에 영향을 미치는 주요 인자는 사용후핵 연료내 세슘 화합물의 화학적 형태뿐만 아니라 결정립 및 핵연료 표면으로의 확산 속도에 지배를 받음을 알 수 있었다.
기후변화 대응과 탄소배출 저감에 대한 심각성 및 필요성이 중요시 되면서 세계 각국은 온실가스를 감축하고자 하는 노력을 지속하고 있다. 다양한 노력들 중 탄소기반 연료 사용 시 발생되는 이산화탄소를 포집하여 활용하는 CCUS에 대한 연구가 활발히 진행되고 있으며, 이러한 관점에서 CCUS와 함께 활용될 수 있는 가압 순산소 연소에 대한 연구도 여러 연구자들에 의해 진행되고 있다. 본 연구는 가압 순산소 연소의 화염 구조와 오염물질 배출과 관련된 기초적인 정보를 분석하는데 목적이 있다. 이를 위해 대향류 확산 화염 모델을 이용하여 압력 및 산소분율에 따른 연소의 특성을 분석한 결과, 압력이 높을수록 화학 반응의 활성화로 인한 반응율의 증가로 연소 온도가 증가하고 화염두께는 감소한 반면, 산소분율이 높을수록 반응율 증가 및 산화제 운동량 변화에 따른 확산의 영향으로 연소 온도 및 화염두께 모두 증가하였다. 이와 관련된 열방출 반응을 3가지 구간으로 구분하여 분석한 결과, 특히 산소분율이 증가할수록 산화제 측면에서 나타나는 화학 반응이 혼합분율에 따라 크게 두 개의 영역으로 세분화되는 특성이 나타났다. 또한, NO의 생성 메커니즘에 따라 구분된 배출지수(EINO)를 분석하였고, 각 해석 조건에 따른 NO의 생성 경향을 제시하였다.
Pb($\textrm{Zr}_{0.5}\textrm{Ti}_{0.5}$)$\textrm{O}_3$ 강유전체의 상부 전극 크기를 변화시키며 펄스 전기장에 의한 전자 방출 특성 및 열화에 대하여 연구하였다. 상부 전극 크기 감소에 따라 상부 전극 모서리 부근에서 분극 반전에 기여하는 강유전체 분율이 증가되어 분극이 높아졌으며, ANSYS 5.3에 의한 전기장 시뮬레이션을 통하여 비대칭 전극 구조에서의 상부 전극 모서리 부근의 전기장이 증가한다는 것을 알 수 있었다. 분극 증가에 기여하는 상부 전극 모서리 주변의 강유전체의 부피 및 전극크기당 전자 방출량은 상부 전극 크기에 무관하였다. 전자 방출 횟수에 따라 상부 전극이 침식되어 분극 및 유전 상수는 감소하였으나 전극 복구에 의해 재생되었으며, 강유전체의 표면 손상에 의해 항전계 및 유전 손실은 증가되었다.
경수로형인 한국형 표준원전과 CANDU형 중수로형 원자력 발전소의 가상 중대사고시 대기 중으로 방출되는 방사성 물질로 인한 인체 건강영향에 미치는 리스크를 평가하고 비교하였다. 두 발전소 모두 반경 80km 까지의 인구분포와 2단계 PSA의 결과로 주어지는 방사선원 방출군별 방출 분율과 노심 재고량을 이용하였으며 평가 도구로는 MACCS2를 이용하였다. 인체에 미치는 영향은 조기 사망과 암 사망을 선정하였으며 반경 10 마일 밖으로 소개가 이루어진다고 가정하고 평가 결과는 사고 발생빈도를 고려한 리스크를 CCDF 곡선군으로 나타냈다. 평가 결과에 의하면 경수로형 원전에 비해 중수로형 원전이 리스크가 적게 나타나는데 이는 중수로형 원전이 경수로형 원전에 비해 가상 중대사고로 인해 대기 중으로 방출되는 방사성 물질의 양이 적기 때문이다. 두 발전소 모두 최대 리스크를 보이는 방사선원 방출군의 대표적인 초기사건은 증기발생기 세관파손 사고로 나타났다. 따라서, 경수로형 및 중수로형 발전소 모두 사고로 인한 주변 주민 보호를 위해서는 증기발생기 세관파손 사고의 발생빈도와 이로 인한 대기 중으로의 방사성 물질의 방출을 감소시키기 위한 방안이 강구되어야 한다.
유동층 반응기를 이용한 프로판의 촉매 분해는 $CO_2$를 방출하지 않고 수소를 생성하는 새로운 방식이다. 카본블랙을 이용한 프로판 분해는 메탄보다 상대적으로 분해가 잘되며, 같은 온도에서 전환률이 높기 때문에 수소 생성량이 더 많다. 촉매로 사용된 카본블랙은 반응 중 생성되는 탄소의 침적에도 불구하고 8시간 이상 촉매의 활성이 유지되어 전환율이 일정하게 유지되었다. 프로판 촉매 분해 실험은 상압에서 600 ${\sim}$$800^{\circ}C$ 온도 변화 실험을 수행하였고, 가스 유속 변화는 2.0 ${\sim}$$4.0U_mf$에서 실험 조건 변화에 따른 실험을 하였다. 온도, 유속 변화에 따른 생성 가스의 몰분율과 프로판 전환율을 분석하였다. 프로판 분해에 의해 생성된 기체는 수소뿐만 아니라 메탄, 에틸렌, 에탄, 프로필렌과 분해되지 않은 프로판이 배출되었다. 수소를 제외한 여타 가스들은 고온에서 실험을 할수록 몰비가 줄어들었다. 고온에서 프로판의 전환율과 수소 수득률이 증가하였다. 프로판 분해 실험 전후의 카본블랙 표면의 변화는 FE-TEM으로 관측하였다.
본 논문에서는 원자력발전소 기기냉각해수격실 내 가연성 액체에 의한 화재를 가정하여 FDS 전산코드를 이용한 화재모델링 분석을 수행하였다. 특히 열방출률, 환기효과, 복사분율 등에 대한 입력변수 변경을 통해 보다 보수적인 화재시나리오 설정을 위한 환경조건을 확인하였다. 이 결과는 추후 실제 가동 중인 원자력발전소에 대한 성능기반 화재모델링 분석에 활용할 예정이다.
안전밸브의 배출물질을 처리하는 플레어시스템(Flare system) 중 녹아웃드럼(Knockout drum)은 안전에 있어 핵심설비이나 설치기준이 명확하지 않아 사업장 및 규제기관이 수용 가능한 기준 검토가 필요한 실정이었다. 녹아웃드럼의 국내·외 기준과 선행연구 미비점을 조사하여 대량방출 범위, 중간녹아웃드럼 설치위치, 방출물질 조성 영향에 대하여 우선 연구를 수행하였으며, 연구결과 공정모사(Simulation)조건에서 7,500kg/hr 미만의 소량방출은 기·액 분리가 완전하게 되었고 대량 방출은 중간 녹아웃드럼을 추가하였으나 분리효과가 적게 나타났다. 그러나 응축물질 조성을 증가(몰분율 10%)한 경우 대량방출에서 기·액 분리효과가 상승하는 것으로 조사되었으며, 녹아웃드럼을 공정설비에 인접 설치한 것보다는 스택에 인접 설치한 경우에 기·액 분리효과가 더 크게 분석되었다.
용액 순환형 황산망간 용액조 장치를 이용한 중성자 방출류의 절대측정을 위해서 황산망간 용액이 채워진 용액조 안에서 $^{55}$Mn에 의해 흡수되는 중성자 분율에 대한 보정인자를 결정하였다. 이 보정인자, 1/f은 망간, 유황 및 용액에 함유된 불순물 원소들의 원자수 밀도와 유효중성자 포획단면적을 이용하여 결정되었다. 각 원소들의 원자수 밀도의 결정을 위한 용액의 농도는 EDTA 적정에 의한 용량법과 중량법에 의해 분석하였고 불순물 함량은 ICP 방법을 이용하였다. 한편, 유효 중성자 포획 단면적은 자체 작성한 FORTRAN Program EASCAL, Westcotte의 매개변수 및 Axton의 실험식을 사용하여 계산하였다.
해체부지 선량평가 모델의 주요 핵종에 대한 key parameter를 분석하기 위하여 민감도 분석을 수행하였다. 본 연구에서 민감도 분석을 수행하기 위한 주요 가정 사항으로서 피폭시나리오는 가장 보수적인 resident farmer를 그리고 방사성핵종의 오염 정도는 0.037 Bq/g로 하였다. 분석결과, 감마 방출 핵종인 Cs-137과 Co-60의 경우에는 오염지역의 면적과 거주관련 변수(외부감마차폐인자와 실내 거주시간분율), C-14 핵종의 경우에는 환경변수와 불포화층의 수문학적 변수가, Sr-90 핵종의 경우에는 오염지역의 토양 밀도가 선량에 미치는 영향이 큰 parameter로 확인되었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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