• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.199-204
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• 1998

고에너지 전자가 매질 내에서 수송될 때, 매질 내에서 Photoneutron 생성률과 생성된 중성자 에너지 분포를 EGS4 코드를 사용하여 계산하였다. EGS4 코드는 광자-전자 연계 수송코드로 Photoneutron 반응단면적을 제공하지 않기 때문에, Photoneutron 반응단면적 계산루틴과 생성된 중성자 에너지분포 계산루틴을 작성하여 Ta와 Pb의 표적 매질에 100 MeV의 전자가 입사하였을 때 표적의 두께변화에 따른 Photoneutron 생성률과 생성된 중성자 에너지분포를 계산하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.160-165
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• 1996

중수로형 원전에서 일차측 냉각수를 순환시키는 주연수송펌프가 정상운전중 갑자기 정지하는 사고를 강제순환 상실사고라 한다. 강제순환 상실사고는 주열수송계통을 과도압력상태로 만들며, 일반적으로 펌프에 공급되는 IV등급전원 상실사고와 기계적 손상에 의한 주열수송펌프 고착사고로 분류할 수 있다. 본 논문에서는 강제순환 상실사고에 대하여 중수로계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT를 이용하여 주열수송계통의 과도압력상태를 해석하였다. 카나다 원자력 규제위원회(AECB)의 과압 방지조건인 R-77 요구조건에 적절한 유효트립변수를 결정하기 위한 해석이 수행되었으며, 증기발생기 오염상태와 액체방출밸브 작동여부가 고도압력상태에 미치는 영향을 고찰하여 보수적 조건을 제시하였다. 또한 위와같이 결정된 보수적 조건을 근거로 ASME 코드에 명시된 과압 한계치에 대한 만족여부와 과도압력상태에 따른 주열수송계통의 열수력학적 거동을 고찰하여 보았다. 해석결과, 강제순환상실사고시 주열수송계통은 R-77 요구조건에 적합한 원자로트립변수에 따라 안정화되었으며, 계통의 최대압력은 ASME 코드가 규정한 한계치내에 있음을 알 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.41-49
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• 1985

1,300 MWe 가압경수로 공동내에서 중성자의 흐름해석이 수행되었다. 중성자의 흐름을 해석하는데는 1차원 수송코드인 ANISN, 2차원 수송코드인 DOT3.5, 3차원 Monte Carlo 코드인 TRIPOLI-02와 이들을 접속시켜주는 DOTTRI 등의 전산코드가 이용되었고, 본 계산에 사용된 전산기는 IBM 3033형이었다. 계산된 선속 및 선량율은 900 MW 가압경수로의 공동내에서 측정한 측정치와 비교검토 되었고, 그 결과 중성자 군별로 약간의 오차는 있었으나 전체적으로 큰 오차는 없었다. 이 결과는 대용량의 원자로 차폐설계, 원자로보수시, 기타 원자로 공동내에 출입할 경우에 방사선방어상 필요한 방어수단을 제공하는데 기여하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.251-256
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• 1996

일반화된 다군의 material 단면적 라이브러리 형식인 MATXS와 이를 각종 수송계산 코드에 적용할 수 있도록 하는 TRANSX 코드 체제를 소개하고 그 유용성을 검토하였다. 이를 위해 ENDF/B-VI.2를 이용하여 열 및 고속 임계노심 해석을 위한 각각의 라이브러리를 생산하고, 수송계산 코드인 ONEDANT를 이용하여 검증계산을 수행하였다. 열중성자 임계노심 해석결과 유효증배계수에서 약 0.3% 내외로 실험치에 근사한 결과를 얻었으며, 고속임계노심에서도 임계도 및 중심반응율비 결과가 실험치에 접근하고 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제32권4호
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• pp.168-177
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• 2007

본 논문에서는 노심설계 단계에서 선정된 다양한 노심 장전모형 중에서 압력용기 중성자 조사취화 관점에서 가장 최적의 노심 장전모형을 선정할 수 있도록 신속하게 압력용기 취약위치에 대한 속중성자속을 예측할 수 있는 방법을 제시하였다. 인공신경회로망 기법을 통해 노심 반경방향 및 축방향 출력분포만을 이용하여 압력용기내벽 취약위치에서의 중성자 스펙트럼을 신속하게 평가할 수 있도록 중성자속 가중치를 생산하였고 데이터베이스를 구축하였다. 이 방법은 중성자 수송코드를 이용한 수송계산을 직접 수행하지 않고도 신속하게 압력용기 위치에서의 중성자 조사환경을 평가할 수 있으며 소송코드 결과와 비교하여 상대오차 3.4%이내의 정확도를 보였다.

• 대한안전경영과학회:학술대회논문집
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• 대한안전경영과학회 2012년 춘계학술대회
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• pp.435-446
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• 2012

생활을 향상시키고 개선하기 위해 화학물질은 전 세계적으로 널리 이용 되고 있고, 또한 국내에는 38,000여종의 화학물질이 유통되고 있다. 그러나 화학물질은 그 이점에도 불구하고 사람이나 환경에 유해 영향을 가져올 가능성이 있어 위험물안전관리법에서는 3,000여종을 위험물로 분류하여 규제하고 있다. 위험물에 관련하여 유해화학물질관리법, 위험물안전관리법, 고압가스안전관리법, 총포 도검 화약류단속법, 원자력 진흥법, 농약관리법 등에서 개별적으로 규정하고 분류하고 있어 위험물질에 대한 표지사항이 해당 부처에 따라 상이하여 혼란을 야기하고 있고, 위험물에 대한 품목 및 품명의 고정으로 인하여 새롭게 생성된 위험물질에 대해 적용하는 데 문제점이 있다. 이에 의해 위험물질을 개별법에 따라 관리함으로써 중복된 위험물질 분류 및 관리의 문제가 있으며, 위험물질 분류에 있어서 위험물질에 따라 수송수단이 상이함에도 불구하고 수송수단별(도로, 철도, 해운, 항공) 위험물질에 대한 세분화된 자료가 부족하다. 따라서 수송관점에서 표준화된 위험물 물질정보의 분류와 코드화 방안개발이 필요하다. 본 연구는 국내 외 문헌 검토 및 위험물에 관련된 법제도 비교를 통하여 위험물 수송관리체계 정비방안과 위험물 수송사고의 문제점을 도출하고 기존의 위험물 분류체계에서 운송관점에서의 위험물 매칭테이블을 구축하고 신속한 사고대응을 위한 위험물질별 코드화 방안을 제안하도록 하겠다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.458-463
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• 1996

수송용기가 운반 트레일러에 의해 정상수송될 때, 국내 도로 상태에서 발생되는 반복적인 진동 흑은 충격하중을 측정하기 위해 국도 및 고속도로에서 차량수송시 가속도량를 기록하였으며, 이 측정결과를 주파수분석기로 분석하여 전산진동해석을 위한 입력자료를 생산하였다. 수송용기의 기계구조에 대한 건전성을 평가하기 위한 전산해석은 ABAQUS 코드로 KSC-7 수송용기를 3차원 보요소로 모델링하여 응력평가를 수행하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.289-294
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• 1996

핵연료를 고밀도로 저장하고 수송하기 위한 핵연료저장대 및 수송용기등에 중성자흡수재로 사용되는 Borated Stainless Steel (BSS)의 기계적 특성에 대해 검토하였다. BSS는 사용후연료의 저장 및 수송시 중성자흡수재로서 뿐만 아니라 구조재로 사용되기 때문에 구조물의 건전성측면에서 기계적 특성은 중요하다. 본 논문에서는 BSS의 기계적 특성 중에서 붕소농도 증가 및 중성자 조사전후 재료의 인장강도 및 항복강도, 충격에너지 및 경도 등에 대해 검토하였다. BSS는 원자력 부품용 지지구조물의 구조재로서 ASME 코드화되는 경우 핵연료 저장 및 수송용기등에 널리 활용될 것으로 판단된다. 검토된 자료는 BSS를 사용하는 핵연료 저장대의 구조설계에 활용될 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권1호
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• pp.17-25
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• 1996

본 연구에서는 사용 후 핵연료의 안전수송을 위한 수송용기의 설계/해석 항목 중 용기 내부에 장전한 핵연료에서 방출되는 중성자의 방사선량률을 효과적으로 평가하는 방법을 구축하기 위하여 수송용기의 방사선차폐해석을 기존의 해석 수행방법인 결정론적인 방법으로 수행하고 확률론적인 방법으로 그 결과를 검증하였다. 결정론적 방법을 이용한 해석코드로 Discrete Ordinate 방법의 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 이에 대한 비교와 검증을 위한 확률론적 방법의 차폐해석 코드로는 Monte Carlo 해법의 해석코드인 MCNP4A을 이용하였다. 동일한 대상물에 대한 방사선량율에 대한 평가를 두 방법으로 수행한 결과 두 방법으로부터의 해석결과는 큰 차이를 보이지 않았다. 이 결과비교를 통하여 사용후 핵연료 수송용기에 대한 방사선량율 평가가 올바르게 수행된 것을 확인할 수 있었고 또한 설계 및 해석에 관한 품질보중사항이 규정된 10CFR71 appendixH의 설계해석 및 전산코드 검증에 따한 요구조건을 만족시킬 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권2호
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• pp.148-154
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• 1985

KSC-1 핵연료 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 QAD-CG, ANISN-KA, DOT 3.5등의 전산코드와 DLC-23/CASK의 핵단면적 자료를 사용하여 수행하였다. 운반물인 사용후 핵연료집합체로 부터 방출되는 중성자 및 감마선의 방사선원항은 ORIGEN-79 전산코드를 이용하여 평가하였다. 방사선차폐해석 결과, 1개의 가압경수로 사용후 핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-1 핵연료수송용기는 정상적인 수송조건에서 뿐만 아니라 가상적인 사고수송조건하에서도 관련 법령에서 정하는 기준을 만족하고 있어 방사선차폐해석의 관점에서 볼 때, 그 안전성이 입증된다.