• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.355-366
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• 1994

미국원자력규제위원회에서는 최근 안전해석에 최적전산코드의 사용을 허용하는 개정된 비상노심냉각계통 평가 규정을 제시하였다. 당 규정에서는 계통해석에 최적전산코드를 사용할 경우 불확실성 평가를 수행할 것을 요구하고 있다. 본 논문에서는 이러한 비상노심냉각계통의 규제요건을 만족하는 실제적인 최적평가방법론을 개발하여 대형냉각재상실사고에 적용하였다. 최적평가전산코드로는 RELAP5/MOD3.1을 개선한 RELAP5/MOD3/KAERI를 사용하였으며, 코드의 불확실성은 수개의 분리효과 및 총체효과 실험에 대한 평가를 수행함으로써 정량화 하였다. 적용대상 발전소로는 고리 3 & 4호기를 선정하였다. 민감도 분석을 통하여 응답방정식을 구성하였으며 각 응답방정식에 대하여 무작위 추출방식, Monte Carlo 방식으로 확률밀도함수를 구하였다. 최종 불확실성은 95%의 신뢰도로 정량화 하였으며 대형냉각재 상실사고시의 안전여유도에 대하여 논의하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제13권2호
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• pp.1-18
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• 2017

세계적으로 원자력발전소의 안정적 운영 및 안전성 확보를 위해 수명기간 중 주요 기기 및 배관의 실제 운전 과도상태를 체계적으로 관리하고, 피로 손상의 정량적 평가 및 관리를 위한 체계적인 시스템이 요구되고 있는 실정이다. 이에 본 논문에서는 원자력발전소의 안전등급 1 설비에 대한 피로 평가요건을 분석하였고, 피로 감시방법 및 절차와 웹 기반으로 개발된 피로 감시 시스템인 NuFMS 개발 및 검증 내용을 기술하였다. NuFMS는 설계 시 고려한 과도상태 발생 횟수 대 비발전소의 특정 운전 시점에서의 실제 발생 횟수를 비교하여 안전 여유도의 정량적 확인이 가능하며, 누적피로사용계수 도출을 통해 정확한 피로영향 분석뿐만 아니라 손상 관리가 가능하다. 이와 같이 NuFMS의 적용을 통해 원자력발전소 기기 및 배관의 피로 건전성을 확인하고 운영 신뢰도를 향상시킬 수 있으며, 발전소의 안전성 유지 및 운영비용 절감 등의 효과를 기대할 수 있다. 따라서 향후 국내 전 원전에 NuFMS를 확대 적용할 예정이며, 이러한 기술의 해외 수출을 적극 추진 중이다.

• 문화기술의 융합
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• 제4권4호
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• pp.379-385
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• 2018

본 논문은 절연된 환경에서 멀티채널 아날로그 신호의 정확하고 안전한 전송을 위해 옵토커플러를 활용한 신호의 전송과 절연에 대해 다룬다. 신호의 전송 과정에서 절연 소자의 온도 의존성과 비선형성에 의한 신호의 왜곡을 최소화하고 우수한 잡음 여유도를 확보하기 위해 디지털 절연을 이용한 디지털 전송을 연구한다. 옵토커플러를 적용한 디지털 전송에 대한 이론적 고찰을 토대로 멀티채널 아날로그 신호의 전송 회로를 제안하였고 디지털 데이터의 직렬 전송 프레임도 설계하였다. 이론적 고찰과 일치하는 실험 결과를 통하여 제안하는 회로와 구현된 프로그램이 절연 장벽을 극복하고 멀티채널 아날로그 신호를 정확히 전송할 수 있음을 증명하였다.

• 자원환경지질
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• 제51권2호
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• pp.131-147
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• 2018

본 연구에서는 중 저준위 방사성 폐기물 표층처분시설의 방사성 핵종 누출에 대한 안전성을 검증하기 위해 덮개층 및 처분고의 구조적 특성 및 물성이 고려된 유체거동 수치모사를 실시하였다. 유체거동 수치모사를 통해 시설 내 침투수거동 양상을 모사한 후, 덮개층 및 처분고 구조물 경계면을 따라 침투수 흐름 선속을 정량적으로 산정함으로써 방사성 핵종 누출의 위험성이 평가되었다. 또한 발생 가능한 시설 설계조건 및 외부 환경 변화가 고려된 다양한 시나리오 기반 수치모사를 실시함으로써 구축된 표층처분시설의 안전여유도 평가 또한 실시되었다. 그 결과, 본 연구에서 이용된 설계 구조가 표층처분시설의 안전적 운영에 적합한 것을 확인하였으며, 다양한 시나리오 기반 다중 수치모사 결과를 통해 덮개층과 처분고 수리특성의 건전성 유지 여부가 시설 안전성에 지대한 영향을 미침을 확인하였다. 특히, 처분고 콘크리트 벽체의 열화상황에서 처분고 내부로의 침투수 흐름을 관찰함으로써 처분고의 차수기능이 처분시설 안전성에 중요한 영향을 미치는 것으로 판단된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.369-376
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• 1998

원자로 압력용기는 원자력발전소의 일차 압력경계를 구성하는 핵심 부품으로 이의 건전성은 원전의 안전성과 수명관리에 결정적인 영향을 미친다. 탄소강으로 구성된 압력용기는 노심에 근접하게 위치하여 운전중 계속되는 고속중성자 조사로 인하여 인성이 감소한다. 운전중 비상노심 냉각수가 주입되어 압력용기가 급격하게 냉각되면서 압력이 높게 유지되거나 재가압이 되는 가압열충격 현상이 발생하는 경우 조사취화된 압력용기가 적절한 안전여유를 가지지 못할 수도 있다. USNRC에서는 이에 대한 종합적인 연구결과를 바탕으로 가압열충격 규정을 제정하여 가압열충격 기준온도(RT$_{PTS}$)의 계산 방법과 심사기준온도를 제시하였다. 가압열충격 심사기준온도의 결정근거가 기술되어 있는 SECY 82-465에 의하면 축방향 용접부에 대한 위험도를 평가하여 270℉를 심사기준온도로 정하고 원주방향 용접부에 대해서는 30℉를 더하여 300℉를 심사기준온도로 제시하였다. 이 연구에서는 이렇게 제정된 원주방향 용접부에 대한 심사기준온도의 적정성을 평가하기 위하여 균열방향에 따른 가압열충격 위험도를 VISA-II 코드로 평가하였다. 우선 가압열충격 기준온도 제정 시 사용된 방법과 결과들을 검토하고 NRC의 계산결과를 재현하였다. 이를 바탕으로 원주방향 용접부에 대한 위험도를 평가한 결과 균열방향의 차이를 고려하기 위해 적용된 기술적 여유도인 30℉는 과도한 보수성을 내포하고 있음을 알 수 있었다. 원주방향 용접부가 축방향 용접부와 동일한 수준의 가압열충격 위험도를 가지기 위한 심사기준온도 차이는 50℉ 이상인 것으로 평가되었다.을 수 있었다.ngineering because this field has large uncertainties on predicting the effect of earthquake on structures. This paper is based on the presented paper at the Bertero Symposium held in January 31an4 February 1 at Berkeley, California, USA which was entitled "Needs to Evaluate Real Seismic Performance of Buildings-Lessons from 1995 Hyogoken-Nambu Earthquake-". The lessons for buildings from the damage due to the Hyogoken-Nambu Earthquake are necessity to develop more rational seismic design codes based upon a performance-based design concept, and to evaluate seismic performance of existing buildings. In my keynote lecture at the Korean Association for Computational Structural Engineering, the history of seismic design and use of structural analysis in Japan, the lessons for buildings from

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권1호
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• pp.36-46
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• 1984

가압경수로의 정상운전상태는 물론 예상 과도상태에서도 노심내에서 DNB가 발생하지 않아야 된다는 설계근거를 만족시키는 새로운 설계방법 즉, 통계처리에 의한 열설계 방법이 개발되어 이에 대하여 검토하였다. 이같은 설계방법을 사용하여 설계변수에 대한 불확실도를 통계적으로 처리함으로써 노심설계에 따른 설계여유도를 정량적으로 계산할 수 있어 원자로심의 안전성을 충분히 유지하면서도 DNB비례산에 따른 불필요한 보수성을 배제할 수 있다. 본 기술검토보고서는 미국의 Westing-house와 B & W원자로 제작회사가 개발한 통계적 열설계방법을 소개하고 본 설계방법의 특성을 설명하며 이어서 불확실도의 통계처리 과정, DNB설계 제한치 설정방법, 그리고 본 방법의 응용 결과를 비교하여 보여준다. 본 검토를 통하여 두 회사의 설계방법은 근본적으로 유사하나 통계처리를 위한 설계변수의 선택과 이들 불확실도의 처리방법이 다소 상이하다는 것을 알았으며 또한 본 방법의 사용으로 노심설계에 있어서 설계여유도가 현저히 증가한다는 것을 알았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.393-402
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• 1995

원자로냉각재계통의 설계를 위한 구조해석 분야에는 원자로의 정상운전 과정에서 발생하는 유체의 온도와 압력의 변화에 의해 냉각재계통에 발생하는 정적하중해석, 지진과 가상적인 분지관 파단사고에 의해 냉각재계통에 발생하는 동적하중해석분야로 구분할 수 있다. 원자로냉가재계통의 구조해석은 원자력발전소의 안전성 화보 측면을 중시하여 해석시 충분한 여유도를 고려한 보수적인 해석 방법을 원용한다. 지진이나 가상적인 분지관 파단사고에 의한 냉각재계통의 구조해석은 사고시 냉각재계통의 안전성을 유지하는 방어적인 개념으로서 기기의 건전성을 확보하기 위하여 충분한 보수성과 안전여유가 해석시 고려된다 정상운전에 의해 냉각재계통에 발생하는 하중은 원자력 발전소의 상존하는 하중의 개념으로서 냉각재계통의 기본 설계 하중으로 인식된다. 특히 고온 고압의 유체로 인하여 발생하는 냉각재 계통의 열팽창 현상은, 정상운전 하중으로 인하여 나타나는 전형적인 거동으로서, 냉각재계통 구조해석 결과읜 중요한 지표로서 인식된다. 따라서 냉각재계통의 열팽창 현상을 정확히 예측하는 것은 원자로 냉각재계통 구조해석의 가장 중요한 목표중의 하나이다. 본 연구에서는 정상운전 하중에 의한 원자로 냉가재계통의 열팽창 거동을 해석하기 위한 냉각재계통의 모델링 방법과 해석 방법을 제시하였다. 해석 결과의 타당성을 검토하기 위하여 최근 건설 완료 단계에 돌입한 표준형 1000 MWe 급 가압경수로(Pn)의 고온기능시험 (Hot Function Test)과정에서 실측한 자료를 근거로 하여 원자로냉각재계통의 열팽창 거동 해석의 타당성을 입증코자 하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.305-311
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• 1998

최근들어 고려된 LBB(Leak Before Break) 적용요건중 동적파괴시힘 절차에는 울진 3&4호기 이후 파단전누설개념이 적용되는 배관이 탄소강으로 제작될 경우. 이 배관이 Dynamic Strain Aging (DSA)에 의해 파괴저항치가 감소되지 않는다는 것이 정량적으로 입증되지 않는 한, 동 배관의 파괴 물성치 결정시 DSA의 영향이 고려되어야 하며, DSA 영향을 평가하기 위해서는 동적과괴시험이 수행되어야 함을 요건화 하고 있다. 본 연구에서는 DSA 효과에 의한 파괴저항(J-R) 특성의 저하가차세대원전 원자로냉각재배관 파단전누설개넘(LBB) 적용시 설계 안전여유도에 영향을 미치지 않는 정도임을 평가하는데 있다. 따라서 ASME Section III에서 탄소강으로 분류하고 있는 강종별 파괴인성 변화를 고찰하고, 차세대원전 주냉각재배관 재료인 SA508 Class la의 최대 파괴인성 감소치를 예측하여, 울진 3&4호기에서 측정된 엘보우용 SA516-Gr.70 강의 DSA 영향 평가 결과와 비교 분석하여 차세대원전 주냉각재배관의 DSA영향을 평가하였다. 도출된 결론으로는 DSA 영향을 고려한 SA508 Class la의 J 및 dJ/dA 값은 극히 보수적으로 추정할 때 50% 이상 감소하는 것으로 예측된다. 이러한 DSA 영향을 고려하였을 경우 배관재 모재의 파괴인성치는 Weld-SAW의 J/T 값 수준으로 감소하였다. 그러나 현 LRB 해석이 가장 낮은 J/T값을 갖는 Weld-SAW Auto의 균열길이 2a인 J/T선도에 의거하여 수행되고 있다는 점을 고려한다면 비록 DSA가 배관재에 영향을 주는 가장 보수적인 값(J 및 dJ/dA값을 50% 이상)을 사용한다고 하더라도 차세대원전 LBB 적용에 문제가 되지 않음을 알 수 있다. 즉 차세대원자로 주냉각재배관에 LBB를 적용하는데는 DSA 영향은 상대적으로 중요하지 않다는 결론을 얻었다. 표면에 수소화물이 농축되어 있는 hydride layer가 형성됨을 관찰하였으며 ～5,000ppm 이상의 경우에는 수소화물의 방향성이 random하였으며 특히, ZIRLO$^{TM}$ 시편의 경우에서는 원주방향으로 길게 이어진 수소화물과 기계적 성질에 치명적인 반경방향의 수소화물이 평행하게 배열된 것을 관찰하였다.하였을 때는 Li$_2$O의 첨가에 의해 치밀화가 주로 일어났고, 반면에 $N_2$-7vol.%H$_2$ 분위기에서 소결하면 Li$_2$O의 첨가에 의해 작은 기공은 소멸되고 큰 기공이 생성되었다.지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minimal $X^{0}$ elements)로 가정한다. 즉, [+wh] 의미의 겹의문사는 동일한 구성요 소를 지닌 병렬적 합성어([$[W1]_{XO-}$ $[W1]_{XO}$ ]$_{XO}$)로

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권2호
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• pp.141-154
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• 2015

경수로 사용후핵연료 수송/저장용기의 핵임계 해석은 사용후핵연료내의 악티나이드핵종 및 핵분열생성물 함유량에 대한 불확실성을 이유로 신연료로 가정된 가상의 연료를 선정하여 평가해오고 있다. 그러나 이러한 평가방법은 용기 설계 시 과도한 임계여유도를 유도하여 경제적 손실을 유발할 수 있는 단점이있다. 이와 같은 단점을 극복하기 위하여 최근 연소도이득효과(burnup credit, BUC)를 반영한 수송저장용기의 설계 및 상용화를 위한 연구가 추진되었다. 이에 본 연구에서는 한국원자력환경공단에서 개발중인 금속겸용용기를 대상으로 연소도 이득효과적용 시 핵임계 안전성(criticality safety)에 영향을 미칠 것으로 예상되는 '노심 운전인자', '축방향 연소도 분포', '오장전 사고상황'에 대하여 핵임계 평가를 수행하였다. 그 결과 노심운전인자 중 저농축, 고연소도일 때 비출력에 따른 핵임계 변화가 크게 평가되었으며, 고연소도 사용후핵연료에서 End effect가 양의 값을 나타내었다. 특히 오장전에 의한 유효증배계수는 최대 0.18467증가하였으므로, 연소도이득효과를 적용 할 경우 필수고려사항임을 확인하였다. 본 연구결과는 국내모델(금속겸용용기)의 연소도 이득효과 적용기술 개발 및 사용 후핵연료 장전 시 일어날 수 있는 오장전 사고를 방지하기 위한 운영절차 개발에 참고자료로 활용될 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.581-586
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• 1997

중대사고시 노심의 손상에 의한 노심용융물이 원자로 용기 하부 반구로 재배치될 때 고온의 노심용융물에 의한 열적 부하로 원자로 용기의 파손을 일으키게 된다. 원자로 용기하부 반구 내에서의 노심용융물의 열적 거동 및 하부 반구에 대한 열적 부하에 대한 분석은 용융물의 성분 및 재배치 과정의 복잡성 등으로 인한 실험적 모사의 한계성 및 현상 분석의 난이함에도 불구하고 기존 원자로의 중대사고에 대한 안전 여유도의 제고와 이에 따른 노내외 사고 관리 전략의 수립을 위하여 연구의 필요성이 제기된다. 본 연구에서는 노심용융물 냉각연구(SONATA-IV)의 예비 실험으로 노심용융물의 상사물로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 이용하여 실제 원자로 용기 하부 반구를 1/8 로 선형 축소한 반구형 실험 용기로 주입하는 실험을 수행하였다. 아울러 원자로 용기 하부 반구로 재배치된 노심용융물에 의한 열적, 기계적 부하에 대한 분석을 수행하기 개발된 유한 요소 프로그램인 CALF (Computer Analysis for Lower Head Failure ) 코드를 이용한 하부 반구의 열적 거동에 대한 해석 결과를 정리하였다. 용융물 주입 실험 결과 용융물 주입과 동시에 하부 반구에 직경 5cm 크기의 하부 반구 파손이 발생하였다. 이는 고온 용융물에 의한 제트류(Jet Impingement)의 효과로 생각된다 동일한 조건에서 CALF 코드로 하부 반구의 열적 거동을 분석하였는데, 실험과는 달리 하부 반구의 파손이 발생하지 않았다 이같은 해석 결과는 용융물의 제트류 효과가 존재하지 않는다면 고온의 용융물이 하부 반구 내로 재배치되더라도 하부 반구의 파손이 발생하지 않는다는 것을 보여준다.>$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minim