• Korean Chemical Engineering Research
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• v.57 no.1
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• pp.42-50
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• 2019

As the industry develops in Korea, the use of hazardous chemicals is increasing rapidly and chemical accidents are increasing accordingly. Most of the chemical accidents are caused by leaks of hazardous chemicals, but there are also accidents in which all the substances are released instantaneously due to sudden high temperature/pressure or defection of the storage tanks. This is called catastrophic failure and its frequency is very low, but consequence is very huge when it occurs. In Korea, there were 15 casualties including three deaths due to catastrophic rupture of water tank in 2013, and 64 instances of failures from 1919 to 2004 worldwide. In case of catastrophic failure, it would be able to overflow outside the bund that reduces the evaporation rate and following consequence. This incident is called overtopping. Overseas, some researchers have been studying the amount of external overflow depending on bund conditions in the event of such an accident. Based on the previous research, this study identified overtopping fraction by condition of bund in accordance with Korea Chemicals Controls Act Using CFD simulation. As a result, as the height increases and the distance to the facility decreases while meeting the minimum standard of the bund capacity, the overtopping effect has decreased. In addition, by identifying the effects of overtopping according to atmospheric conditions, types of materials and shapes of bunds, this study proposes the design of the bund considering the effect of overtopping caused by catastrophic failure with different bund conditions.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.28 no.3
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• pp.189-197
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• 2003

The Level 3 PSA being termed accident consequence analysis is defined to assess effects on health and environment caused by radioisotopes released from severe accidents of nuclear power plants. In this study consequence analysis on health effects depending on release characteristics of radioisotopes has been peformed using the 3 MACCS code in severe accidents. The results of this study may contribute to identifying the relative importance of various parameters occurred in consequence analysis as well as to assessing risk reduction accident management strategies. Especially three parameters for the purpose of consequence analysis, such as the release height, the heat content, and the duration time, are used to analyze the variation of early fatalities and latent cancer fatalities. Also, in this study risk assessment using the concept, 'products of uncertainty and consequences', has been performed using consequence of MACCS and frequency on source term category 19 scenarios from IPE (Individual Plant Examination) analysis.

• LP가스
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• s.67
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• pp.26-32
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• 2000

도심지내에 위치한 부천 LPG충전소 사고 조사를 통하여 가장 피해효과가 큰 탱크로리 폭발에 따른 결과를 분석하였다. 분석범위는 BLEVE 현상에 의한 방출열과 과압이 충전소 주변에 위치한 구조물이나 인체에 미치는 영향을 대상으로 실제 현장조사를 통하여 수집된 피해결과와 이론적인 모델(PHAST-Process Hazad Analysis Software Tools) 분석 결과를 비교하였다. 부천 LPG 충전소 폭발 사고의 피해효과는 방출열의 경우 두 가지 모두 큰 차이를 보이지 않았으나 과압의 경우, 실제 피해는 이론적 모델 분석결과의 약 15%정도에 해당하는 축소된 거리에서 나타났다. 또한 충전소 인근에 위치한 구조물에 대한 피해효과는 부분적으로 과압에 의한 균열 및 붕괴 현상보다는 열 효과에 의한 콘크리트 강도 저하와 성상변화가 크게 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.13 no.2
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• pp.78-87
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• 1988

This article suggests the radionuclides which should be considered more important to the offsite consequence assesment during a nuclear power plant accident. For this purpose, the relative importance to the early health effects of released radionuclides on the major organs during the accident is estimated under the assumption of the same release fraction. The inventories of the 25 elements, 54 nuclides selected in the Reactor Safety Study are calculated by ORIGEN 2 code. The organs of interest in the estimation are G. I. track, bone marrow, thyroid and lung. The result shows the relative potential importance of radionuclides as follows: For G.I. track, Np, Ce, Ru, Y, and Zr are of importance in sequence, Np, I, La, Sr, Ba for bone marrow, I and Te for thyroid, Cm, Ce, Ru, Pu, Zr for lung. In addition to iodine and noble gases, therefore, the potential contribution of those nuclides listed above to the offsite consequences should not be overlooked for some accidents of particular sequence.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.29 no.3
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• pp.187-196
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• 2004

The health effects resulting from severe accidents of typical 1,000MWe KSNP(Korea Standard Nuclear Plant) PWR and typical 600MWe CANDU(CANada Deuterium Uranium) plants were estimated and compared. The population distribution of the site extending to 80km for both site were considered. The releaese fraction for various source term categories(STC) and core inventories were used in the estimation of the health effects risks by using the MACCS2(MELCOR Accident Consequence Code System2) code. Individuals are assumed to evacuate beyond 16km from the site. The health effects considered in this comparative study are early and cancer fatality risk, and the results are presented as CCDF(Complementary Cumulative Distribution Function) curves considering the occurrence probability of each STC's. According to the results, the early and cancer fatality risks of PHWR plants we lower than those of PWR plants. This is attributed the fact that the amount of radioactive mateials that released to the atmosphere resulting from the postulated severe accidents of PHWR plants are smaller than that of PWR plants. And, the dominating initiating event of STC that shows maximum early and cancer fatality risk is SGTR(Steam Generator Tube Rupture) for both plants. Therefore, the appropriated actions must be taken to reduce the occurrence probability and the amounts of radioactive materials released to the environment in order to protect the public for both PWR and PHWR plants.

• Journal of Energy Engineering
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• v.16 no.3
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• pp.103-112
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• 2007

Flood issue for nuclear power plants designed and built in 1970 is extremely severe for main steam header compartment and main feedwater line region of intermediate building and lower floor. A calculation for flood level at the main feedwater line isolation compartment is now performing by hand calculation. But, this methodology is quite conservative assumption. The goal of this study was to develop method to analyze flowrate using the RETRAN-3D computer code, and the developed method was applied to flood level analysis following main feedwater line break. As a result of analysis, flood level was low remarkably.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.12 no.1
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• pp.40-47
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• 1987

The amount of the radionuclide release to the environment during a LOCA and its radiological consequence are assessed, for a 900MWe French PWR which is similar to the KNU 9/10, according to RFS V.1.a, in which the source term has been revised more conservatively after the TMI accident. The assessed result shows that the whole body and thyroid doses at the site boundary(500m) for 2 hours after the release are 66 mrem and 13.5 rem, respectively, and are within the corresponding limits. It is expected, however, that the thyroid dose would exceed the limit if the fraction of the organic iodine is over 10% of the iodine inventory.

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2014.04a
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• pp.807-810
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• 2014

로봇 시스템의 제어 및 이를 이용한 환경 인식에는 많은 전자 광학 소자들이 사용되고 있다. 로봇 제어회로에 사용되고 있는 Si CMOS 공정의 CPU, ASIC, FPGA 소자는 고 선량의 감마선에 취약하다. 환경정보 수집용으로 로봇에 탑재되는 CMOS/CCD 카메라의 관측영상에는 고선량 감마선으로 인한 speckle (백색잡음, white noise) 들이 나타나며, 이들이 카메라의 관측성능을 저하시킨다. 후쿠시마 원자력발전소 사고와 같이 원자력시설에서 제어불능의 심각한 사고가 발생되면 고선량 감마선이 방출된다. 이러한 고선량 감마선방출은 사람에 의한 사고수습을 불가능하게 하며, 사고 수습을 위해서는 로봇의 활용이 불가피하다. 그러나, 방출되는 고선량 감마선의 세기(선량율)가 지나치게 높을 경우, 로봇 전자회로가 장애를 일으키기 때문에 로봇의 적절한 임무수행이 가능한 감마선 세기에 대한 고려가 필요하다. 본 논문에서는 고선량 감마선 환경하에서의 로봇 탑재 CCD/CMOS 카메라의 관측 성능을 고려하여 100 Gy/h 를 감마선 선량율 제한조건으로 설정한다. 그리고, 재 가동 승인심사를 받기 위해 일본의 원전 운영자들이 제시한 PWR (가압경수로) 원전의 중대사고 대책 적합성 평가문서에 나타난 노심용융개시 시점의 원자로 격납건물내 감마선 선량율 추이 계산결과를 활용하여 로봇의 대응시간을 계산하였다. 문서 (PDF) 에 표현된 감마선 선량율 추이 그래프를 영상 판독하여, 격납건물내 감마선 선량율이 100 Gy/h 제한조건에 도달하는 시간을 계산하였다. 이를 로봇의 대응시간으로 설정한다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1997.05a
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• pp.45-50
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• 1997

가스사고 중 단순 누설, 누설에 의한 폭발 및 화재사고가 ‘77년부터 ‘95년까지 전체사고의 97,2%를 차지하고 있고, ‘95년 한해동안에는 90%를 초과하여 발생하였으나, 사고의 원인은 명백하게 규명하면서도 폭발 또는 화재발생에 따른 가스의 누출량을 입증하기 위한 자료나 실험자료가 없어 사고조사에 곤란을 격고 있었으며, 이에 따라 가스의 누출량을 추정할 때 조정기의 용량이나 일반적인 누출량 계산식에 근거하여 가스의 누출량을 추산하여 폭발 및 화재발생의 원인을 추정하고 있는 등 사고발생과정을 설명하는데 미진한 부분이 많아 실제로 LPG의 누출량을 측정하여 그 기록을 사고조사시 활용하고 사고 발생과정을 과학적으로 입증하는데 다소 보탬이 되도록 하기 위하여 이번 실험을 실시하게 되었고 본 실험의 통계적인 수치를 전적으로 실제 사고에 적용하기란 아직까지 미흡한 점이 많다고 생각되나 정확한 사고원인조사가 가스안전관리 정책수립의 기본 바탕이 되어야 함으로 이러한 실험이 계속 발전적으로 실시되어 자료로 활용될 수 있기를 바라며, 다소 아쉽고 미흡한 점도 많은 실험이었으나 가스의 누출량에 대한 첫 실험이었다는 점에 의의를 두고, 앞으로 이와 같은 실험이 지속되어 가스안전에 관한 시험 및 자료수집이 활발해 질수 있기를 바란다. (중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.771-776
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• 1998

울진 원전 3,4 호기를 대상으로 MAAP4.0.2 코드를 이용하여 발전소 정전사고를 모의/분석했다. 본 분석에서는 사고진행에 따른 일.이차계통의 상태변화를 원자로용기 파손때까지 상세 파악하였다. 사고관리 관점에서, 발전소 정전사고는 이차측의 대기방출밸브를 통한 강제감압에 의해 사고진행을 완화할 수 있으며 이러한 운전원 조치에 의한 완화효과를 검토하였다 그 결과 감압시작 2시간후에 일차측은 약 24$^{\circ}C$ 의 과냉각도를 보이며 안정되었고. 사고시작 1시간 후부터 3시간 동안의 강제감압이 성공한 경우, 노심노출시간 기준으로 약 2시간의 지면효과가 있었다.