• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.18 no.3
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• pp.245-254
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• 2005

Radioactive material is used in the various fields. The numbers of transport for radioactive material have been gradually increased in both domestic and International regions. The safety of the cask should be secured to safely transport of radioactive material. The korean atomic law and the IAEA safety standards prescribe regulations lot the safe transport of radioactive material The cask for spent fuel is comprised of the body and the impact limiter. In this study, the empirical equation of the cask impact force is proposed based on the dimensional analysis. Using this empirical equation the characteristics of the impact limiter are analyzed. The results are also validated by comparing with the previous results of the impact area method and the finite element analysis. The present method can be used to predict the impact force of the cask.

• Journal of the Korean Society for Railway
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• v.12 no.2
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• pp.205-211
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• 2009

There is need to reform the road-based logistic transportation system into the railway-based logistics transportation system in order to decrease the total social cost related with logistics transportation. And new transportation modes such as dual mode trailer (DMT) are under consideration, which are expected to decrease current market share of road. But, most of current studies about estimating economical efficiency are focused on developing the probabilistic choice model and then estimating the market share of each mode. We present an approach to compute the optimal market share of each mode in terms of total social cost. To do so, we suggest an optimization model capturing both user choice to maximize his utility and subsidy policy intended to minimize total social cost, simultaneously. Using this model, we present the optimal modal split of container freight.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2011.05a
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• pp.134-134
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• 2011

3차원 난류 부력젵의 혼합을 큰 와 모의(large-eddy simulation) 기법을 이용하여 수치모의 한다. 개발된 수치모형은 3차원 열동수역학 모형을 이용하여 부력젵의 퍼짐, 자기 보존 그리고 주변류의 연행 등을 포함하는 난류젵의 동적 특성을 분석할 수 있다. 수치해석에서 하부격자규모 (subgrid scale, SGS) 난류 응력은 부력항을 수정한 Smagorinsky 모형을 이용한다. 여과된 엔탈피 수송방정식에서 하부격자규모의 스칼라 플럭스는 상수의 SGS Prandtl 수를 가지는 단순 경사수송 가설에 근거하여 모의한다. 계산된 결과를 실험결과와 비교하며, 결과는 양호하게 일치함을 보여준다. 계산결과에 따르면 부력항의 수정이나 SGS 난류 Prandtl 수는 결과에 큰 영향을 미치지 않지만 SGS 모형 상수인 Cs 값은 부력젵 확산 예측에 중요한 영향을 미치는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.905-910
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• 1995

영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.125-130
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• 1996

최근 고리원자력 4호기 압력용기에 대한 제 3차 감시시험$^{(1)}$ 이 수행되었고 그 과정 중 측정된 시편에서의 반응률을 근거로 선량분석을 수행하였다. ENDF/B-VI를 근거로 만들어진BUGLE93$^{(2)}$ 라이브러리를 사용하여 각분할코드인 DORT version 2.7.3$^{(3)}$ 를 이용한 forward 및 adjoint 수송 계산 결과와 측정된 반응률을 결합하여 고리 4호기 원자로의 감시시편 X를 대상으로 1 MeV이상의 중성자속, 0.1 MeV 이상의 중성자속 및 dpa(displacement per atom)를 계산하여 측정치와 계산치를 비교하였다.

• Proceeding of EDISON Challenge
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• 2013.04a
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• pp.269-272
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• 2013

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.32 no.4
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• pp.158-167
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• 2007

It is required that the neutron dosimetry be present to monitor the reactor vessel throughout its plant life. The Ex-vessel Neutron Dosimetry Systems which consist of sensor sets, radiometric monitors, gradient chains, and support hardware have been installed for 3-Loop plants after a complete withdrawal of all six in-vessel surveillance capsules. The systems have been installed in the reactor cavity annulus in order to characterize the neutron energy spectrum over the beltline region of the reactor vessel. The installed dosimetry were withdrawn and evaluated after a irradiation during one cycle and then compared to the cycle specific neutron transport calculations. The reaction rates from the measurement and calculation were compared and the results show good agreements each other.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.19 no.1
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• pp.20-26
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• 2023

The defected baffle former bolts of Kori unit 1 were withdrawn to analyze the cause of damage and gamma-ray measurement is being scheduled. Prior to that, in order to calculate the specific radioactivity value of the baffle former bolt, a radioactivity calculation method considering the actual operation history of the nuclear power plant is introduced and the calculation results are shown. In particular, the radioactivity calculation method considering the operation history is obtained by defining the monthly contribution factor from the actual monthly operation history. As a result, the results considering operation history are 16-28% lower than the general radioactivity calculation results. These results can contribute to establish a reasonable but economical strategy when planning nuclear power plant decommissioning.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.18 no.2
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• pp.27-35
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• 1993

A shielding analysis of the shipping cask for transporting the CANDU spent fuel bundles has been studied. Radiation source term has been calculated on spent fuel with burn-up of 7,800 MWD/MTU and 5 years cooling time by ORIGEN2 code. The shielding calculation for the cask capable of transporting 378 bundles of CANDU spent fuel has been made by use of 1-D ANISN and 2-D DOT 4.2 codes. As a result of analysis, the optimum shield thickness of cask was obtained. And it is proved that the safety in radiation shielding under normal transport and hypothetical accident conditions is confirmed to satisfy the allowable values specified in IAEA Safety Series No. 6 and the Korean Atomic Law.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.45-52
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• 1996

고리 1 호기 원자로 감시？슐에서의 고속중성자 플루언스를 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 MCNP에 의해 계산된 핵연료봉출력분포를 사용하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 1 MeV이상의 중성자를 수송시켰다. 감시？슐은 실제의 같은 크기로 모델링하였고 감시？슐안의 시편은 원자로 압력용기와 같은 재질의 직육면체로 가정하였다. 그리고 MCNP에 의해 감시시편내의 방사화 시료의 핵반응단면적을 계산하였다. 또한 MCNP에 의해 이론적으로 계산된 감시？슐에서 중성자 플루언스와 기존의 감시시험에서 측정된 포화방사능으로 부터 계산된 실험적 감시？슐 중성자 플루언스를 비교하였다. 이론적 ？슐플루언스와 실험적 ？슐플루언스의 비는 대체로 1.0에서 크게 벗어나지 않았으나 감시시험과 시편에 따라 크게 벗어나는 경우도 있었다. MCNP에 의한 유효반응단면적의 계산방법이 기존의 방법보다 모델링 및 계산의 불확실성을 최소화 할 수 있으므로 이번 연구에서 고려하지 못한 원자로심의 연소도를 고려한다면 매우 신뢰성이 높은 결과를 얻을 수 있다.