• 대한토목학회논문집
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• 제29권3B호
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• pp.221-230
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• 2009

국내 주요 상수 취수원은 동일한 하천 및 호수에 하수 처리장이 위치해 있어 처리 방출수로 인한 악영향을 받게 된다. 또한 하천을 따라 건설된 도로나 교량에서 발생하는 교통사고나 수질 오염사고로 인한 하천 내의 오염물 유입은 취수장 운영에 큰 어려움을 주게 된다. 특히 우리나라 주요 상수원에 해당하는 팔당호의 경우 호수면적에 비해 유역면적이 상당히 크기 때문에 다양한 수질 오염사고에 노출되어 있다. 따라서 사전에 발생 가능한 수질사고를 모의하고 이에 대한 대책을 모색하는 일이 매우 중요하다. 본 연구에서는 팔당호 주변에서 발생할 수 있는 수질 오염사고에 대한 수질모의를 수행하였다. 2차원 수치모형을 이용하여 사고로 유입된 오염물질의 혼합거동을 모의하였고, 팔당호에 위치한 주요 취수장에 미치는 영향을 분석하였다. 이를 위해서 2차원 흐름모형인 RMA-2를 이용하여 유속장을 모의하고, 이 결과를 2차원 하천수질 해석모형인 RAM4에 입력하여 오염물질의 시간에 따른 거동을 분석하였다. 갈수기 수질사고 발생시 저감방안으로써 남한강과 북한강의 유량증대에 따른 오염물질의 희석 및 수세 효과에 대해 분석하였다. 분석결과 유량증대에 따라 오염물질의 최대 농도는 더 높아지면서 더 빠르게 이동하는 현상을 관찰할 수 있었다. 따라서 오염물질이 주입된 지점에서의 초기 희석 효과보다는 빨라진 흐름에 의한 수세 효과가 훨씬 더 크게 나타난 것으로 판단된다. 이를 통해 독성 오염물질로 인한 수질사고 발생시 유량증대에 의한 수세 효과가 취수장 운영에 있어 유리한 대책이 될 수 있음을 확인할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제14권1호
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• pp.34-45
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• 1989

프랑스의 1300 MWe 급(級) 표준(標準) P'4형 PWR 원전(原電)의 일차냉각재상실사고(一次冷却材喪失事故)(LOCA)시(時) 원전(原電) 주제어가내(主制御家內) 운전원(運轉員)에 대한 고사선(故射線) 피습선량(被濕線量)을 계산하여 주제어실(主制御室)의 체류안전성(滯留安全性)을 평가(評價)하였다. 본(本) 평가(評價)에서 사용(使用)된 제가정(諸假定)은 프랑스의 표준안전성분석보고서(漂準安全性分析報告書)에 따랐다. 본(本) 평가(評價)를 위하여 LOCA 사고시(事故時) 원자로건물외(原子爐建物外)로 방출(放出)되는 방사핵종(放射核種)의 방사능(放射能), 주제어실(主制御室)에서의 체적인자(體積因子) 및 제어실내(制御室內) 운전원(運轉員)의 전신(全身) 및 갑상선(甲狀膳) 피폭선량(被爆線量)을 사고발생후(事故發生後) 30일까지 전산(電算)할 수 있는 간단한 전산(電算)프로그램, COREX를 개발(開發)하였다. 본(本) 연구(硏究)에서 얻어진 계산결과(計算結果)는 대체적으로 프랑스의 EDF(불란서 전력주식회사(電力株式會社) 에서 제안(提案)한 결과(結果)와 대체적으로 잘 일치(一致)하였으나, 전신외부피폭선량(全身外部被爆線量)의 값은 일부(一部) 체적인자(體積因子) 값의 차이로 인(因)하여 일부 편차(偏差)를 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.37-50
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• 1993

완전급수상실사고 및 복구가정의 사고전개와 열수력학적 거동을 평가하기 위해 RELAP5/MOD3 계산을 수행하고 LOFT L9-l/L3-3 실험 결과와 비교하였다. 또한 본 사고의 주요 열수력 현상에 대한 코드의 예측도를 평가하였다. 본 연구의 결과로서 가압기 수위가 만수위에 도달할 때까지 살수를 이용한 압력 제어, 가압기 압력방출 밸브를 통한 가압방지, 증기발생기 재충수에 의한 이차측 열제거 능력의 재확보, 지속적인 자연순환에 의한 효과적인 일차계통의 냉각등이 이루어 질 수 있고 이 과정중 노심노출은 나타나지 않음이 밝혀졌다. 또한 현재의 현상-중심 비상운전절차서 특히 과압방지성능 및 증기발생기 회복절차 등의 유효성을 입증하기 위해서는 발전소 고유한 평가가 필요함이 밝혀졌다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제25권2호
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• pp.81-87
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• 2000

현재 영광원전에서 정상운전중 기체 방사성물질의 대기확산 평가를 위해 XOQ_DW 코드가 이용되고 있다. 이 코드는 기본적으로 XOQDOQ 코드에 근거하여 개발되었으며, 정상운전 및 사고시 피폭평가를 수행하기 위하여, 사고시 대기확산을 평가하는 방법이 첨가되어야 한다. 사고시 대기확산을 평가하기 위해서 USNRC Reg. Guide 1.145에 기초하여 개발된 PAVAN 코드에 근거하여 가상 사고시 대기확산 코드인 XOQAR 코드가 개발되었다. 이 코드는 XOQ_DW 코드와의 인터페이스를 통하여 XOQ_DW 코드의 입력인 지형 모델 그리고 XOQ_DW 코드의 출력인 연평균 대기확산인자가 본 코드의 입력으로 이용되었다. 본 코드를 이용하여 제한구역경계와 저인구지대 경계에서 대기확산인자 값이 바다방향을 제외한 최대값은 각각 $1.33{\times}10^{-4}$와 $7.66{\times}10^{-6}$ sec/$m^3$이었다. 본 코드의 개발을 통하여 영광원전에서 정상운전 및 사고시 대기확산을 평가할 수 있는 코드 시스템을 갖추게 되었다. 또한 개발된 코드는 산악이 많은 우리나라 다른 발전소에 적용하기 위해 산악지형 입력변경을 통하여 적절히 사용될 수 있을 것이다.

• 한국가스학회지
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• 제22권1호
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• pp.18-25
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• 2018

산업의 발전에 따라 화학물질 중 독성물질의 종류와 사용량도 함께 증가하였고 이에 따라 산업현장에서의 사고 발생 가능성과 사고 영향성도 높아질 것으로 예측된다. 특히 독성물질의 누출은 인명 및 인근 지역의 환경에 치명적인 피해를 주기 때문에 누출사고 시 대피 및 안전거리 계산은 매우 중요하다. 이에 본 연구에서는 액체성상의 독성물질의 경우 알고리즘을 새롭게 제시하였으며, 벤젠 및 아크릴로나이트릴을 선정하여 영향범위에 대하여 알아보고자 한다. 시나리오는 화학물질 안전원의 지침대로 최악의 시나리오 분석 시 10분간 전량 방출할 경우와, 즉시 방출하여 독성 액체가 방류벽을 범람할 경우로 하였으며 대안의 시나리오는 저장용기의 연결된 배관의 부분 파열로 인하여 누출공이 생긴 경우로 하였다. 각각의 시나리오에서 방류벽의 유무를 중심으로 연구를 진행하였으며 그로부터 기상 및 지형조건에 따라 ALOHA(Areal Locations of Hazardous Atmospheres) 프로그램을 사용하여 ERPG-2(Emergency Response Planning Guideline) 농도의 끝점 도달거리를 알아보았다. 그 결과 데이터를 통하여 그래프 및 회귀식으로 나타내었고, 이러한 자료는 피해범위를 예측함으로써 비상상황 발생 시 비상대책 자료로 활용될 수 있기를 기대한다.

• 한국가스학회지
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• 제17권2호
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• pp.44-49
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• 2013

천연가스의 사용량이 날로 증가됨에 따라 고용량의 가스를 운송하기 위해 고압배관의 설치 운영이 불가피하고 이에 따라 고압의 매몰 천연가스배관에서 다양한 원인에 의한 결함 발생 시 대규모 누출로 이어지면 높은 압력의 가스 방출에 따른 대기 중 확산 그리고 점화원에 의한 화재 폭발로 인하여 큰 피해가 발생할 수 있다. 이 연구에서는 고압의 매몰 천연가스배관에서 결함 발생 시 매몰된 배관에서의 가스 누출 거동 분석과 가스 확산 및 지연점화에 따른 플래시 화재의 피해 거리를 예측하여, 사고 영향을 감소할 수 있도록 대피거리의 산정 등에 의한 비상조치계획을 세워 안전관리 활동에 도움이 되고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권3호
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• pp.155-164
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• 2004

사용후핵연료의 효율적인 관리를 위하여 원자력연구소에서 개발중인 사용후핵연료 차세대관리 종합공정(ACP)은 공정타당성연구 단계를 마치고 이의 실증을 위한 $\alpha$-${\gamma}$ type핫셀 건설 단계에 이르렀다. 핫셀의 설계에 앞서 사용후핵 연료를 취급하게 되는 과정에서 발생할 수 있는 방사능에 대한 환경영향평가를 정상운전 시와 사고발생 시로 나누어 수행하였다. 평가에 필요한 자료들은 공정의 개념설계 보고서와 최근 연구소부지 기상 테이터 및 부지특성 자료를 바탕으로 하였으며 기존의 유사한 시설에 대한 평가방법을 참조하였다. 각 핵종별 발생량과 방출량을 계산하여 피폭선량을 계산하였으며 평가결과 원자력법관련 규제기준과 핫셀이 위치하게 되는 IMEF 건물의 안전성분석 기준보다 매우 안전한 결과를 얻어 시설 운영에 대한 안전성을 확보하였다.

• 한국조명전기설비학회:학술대회논문집
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• 한국조명전기설비학회 2009년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.364-367
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• 2009

현재 국내에서 제조되는 저압 30AF(Ampere Frame) 소형 차단기의 경우 선로 단락사고 시 특성에 따라 순시 (Instantaneous) 동작이 다르게 반응함으로써 정전범위 확대, 정격단락차단용량(Rated short-circuit breaking capacities) 초과로 인한 폭발 및 Trip시 Arc방출 등 많은 문제점을 보이고 있다. 최종부하의 전단에 설치되는 저압차단기(Low voltage circuit-breakers)는 그 기능 및 역할이 큰 만큼 안전성을 중대시키는 것이 매우 중요하다. 본 논문은 국내에서 제조되는 30AF 소형 차단기의 사고유형과 제조사별 순시 Trip 동작속도의 시험 data를 확보하여 이를 분석하였다. 이는 향후 저압차단기의 안전에 관한 규격개정에 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2015년도 전력전자학술대회 논문집
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• pp.75-76
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• 2015

콘센트-플러그는 사용자부하에 전기를 공급하기 위하여 필수적으로 사용하는 전기부품이다. 활선상태인 콘센트-플러그를 임의로 차단할 경우, 교류환경에서는 반주기 마다 전류의 영점이 존재하므로 차단접점에서 발생하는 아크가 자연적으로 소호될 수 있으나 직류환경에서는 개방직전 전류가 영점을 포함하지 않고 일정하기 때문에 그에 따라 발생하는 아크는 교류에 비해 지속적이고 상대적으로 매우 큰 에너지를 방출한다. 교류에서 사용되는 플러그와 콘센트를 그대로 직류에서 사용 할 경우, 접속이 끊어 질 때 매우 큰 아크전류가 발생하여 플러그와 콘센트의 전극이 녹아서 붙는 융착 사고가 빈번히 발생한다. 본 논문은 콘센트-플러그의 융착 사고를 예방하기 위해 전극의 초기-후기접점 기법을 제안한다. 이를 구현하기 위한 기초적인 연구로서 초기-후기접점 저항을 2단계로 구분하여 접속 및 차단 시 중간단계의 접촉저항을 통하여 부하전류가 단계적으로 바뀔 수 있도록 함으로써 최종 차단 아크전류를 감소시키는 방법을 제안하고 실험을 통하여 성능을 분석하고 설계방법을 제시한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권1호
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• pp.31-39
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• 2016

연구배경: 우리나라를 포함한 중국, 대만, 북한, 일본 등에서 원전, 재처리시설과 같은 원자력시설의 증가에 따라 주변국 핵활동 분석의 종합적 대책이 필요하다. 우리나라와 포괄적핵실험금지조약기구(Comprehensive Nuclear-Test-Ban Treaty Organization, CTBTO)는 동북아시아 지역에서 핵종 탐지소를 운영 중으로, 핵종탐지 장비에서 특이 값 측정시 모니터링 자료의 분석과 더불어 배출원 탐색모델을 이용하여 핵종의 기원이 어디인지 추정하고 평가하는 것은 주변국 핵활동에 대한 감시 및 안전성 확보 측면에서 중요하다. 재료 및 방법: 주변국의 은밀한 핵활동 시 방사성핵종의 기원을 추정하기 위하여 3차원 전진/후진형 궤적모델을 개발하였다. 개발된 궤적모델은 궤적 미분방정식을 유한차분법을 이용한 방법으로 주어진 바람자료를 이용하여 방사성핵종의 방출지점으로부터 입자의 궤적을 순차적으로 찾아가는 전진형 모델과 시간 역산으로 방출기원을 추정하는 후진형 모델로 구성되었다. 결과 및 논의: 개발된 궤적모델의 검증을 위하여 체르노빌 사고 당시 측정된 농도자료를 이용하였다. 검증결과 관측지점의 농도가 높게 측정된 지점과 방출기원에서 가까운 지역으로부터 시간 역산의 방출지점을 추정한 결과의 정확도가 높았다. 3차원 궤적모델은 방출시간, 방출높이, 방출간격 등의 변수에 의해 계산결과가 달라지는 불확도를 내포하고 있는데, 이러한 궤적모델의 불확도를 최소화하기 위해 한국원자력연구원에서 개발한 대기확산모델(long-range accident dose assessment system, LADAS)를 이용하여 fields of regards (FOR) 기법에 의해 오염물 방출영역을 추정한바 신뢰성 있는 결과를 얻었다. 결론: 본 연구를 통하여 개발된 배출원 탐색모델은 주변국의 은밀한 핵활동 시 핵종 탐지장비와 연계하여 방사성핵종의 방출지역과 기원을 파악하여 우리나라의 핵종탐지 능력을 향상하고 핵활동 및 방사선 안전 분야에서 주도적 역할을 할 수 있을 것으로 생각된다.