• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.411-416
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• 1998

출력운전 동안 원자로 냉각재의 정화 없이 운전하는 SMART원자로의 수화학 설계 요건을 정립하기 위하여 핵연료 피복관 및 계통재질의 부식을 최소화하고 부식 생성물의 방사화에 의한 방사선 준위의 상승을 억제하기 위한 수화학 운전 변수에 대한 정성적인 분석을 시도하였다. 원자로냉각재 의 pH 제어 계통을 구성하는 재질의 부식에 따른 건전성, 부식생성물의 거동 및 원자로 냉각재의 방사선 준위 측면에서 수화학 설계 요건이 적절한지의 여부를 살펴보았다 분석 결과, 원자로냉각재의 pH 제어는 암모니아를 이용하므로 높은 pH(= 9.5∼10.6)에서 운전이 가능하며, 계통재질의 부식을 최소화하며 방사선 준위의 상승을 억제할 수 있었다. 또한 SMART 증기발생기 튜브에 사용된 titanium 합금은 주어진 운전 조건하에서 Inconel-600보다 내 부식성이 매우(약 12 배) 우수하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.264-269
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• 1997

국내 PWR 원전에서는 계획예방 정지운전 중의 일차측 정지화학 제어에 의해 노심외부의 방사선장을 감소시키므로서 작업종사자의 피폭을 최소화하도록 많은 노력을 경주해 오고 있으며, 보다 나은 정지화학 제어를 위해서는 정지운전 자료에 대한 보다 정밀한 평가와 예측이 요구되고 있다. 본 연구에서는 정지화학을 평가하고 정지후 운전시간에 따른 방사능준위의 변화를 예측하기 위해서 계산프로그램(SCALP)을 개발하여 이를 국내 PWR 원전 A에 적용하고 그 정지운전 특성을 해석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.311-316
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• 1997

무붕산 노심의 부하추종운전을 위하여 출력제어기법을 개발하였다. 무붕산 노심의 출력제어 논리는 출력 준위와 제어봉의 위치에 따라 제어군의 역할을 반응도 제어에 사용되는 제어군과 출력분포 제어에 사용되는 제어군으로 구분하여 8가지의 제어군 구동 형태를 가지며, ASI 편차를 입력으로 구동할 제어군이 결정된다. 무붕산 노심의 출력제어 논리를 적용하여 ONED94 코드로 일일 부하추종운전을 모사하였다. 모사 결과 주기초(0 MWD/MTU)와 주기중(7000 MWD/MTU)에는 ASI 편차 $\pm$10% 내에서 부하추종운전이 가능하며, 85% 주기말(11000 MWD/MTU)에서는 $\pm$12% 내에서 부하추종운전이 가능한 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 1996.04a
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• pp.215-220
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• 1996

원자력발전소의 주증기관은 증기발생기와 터빈을 연결하는 주요 계통으로서 여기서 발생하는 배관진동은 주요기기의 연결부, 밸브, 배관지지물과 건물 등에 복합적인 반복하중을 가하여 관련 지지물 및 구조물에 열화현상을 발생시켜 발전소의 안전운전에 심각한 영향을 초래할 가능성을 항상 내포하고 있다. 그럼에도 불구하고 배관진동 대책은 대부분 지지물을 추가로 설치하여 진동준위만 낮추고 있는 실정이다. 따라서 구체적인 배관진동의 예측, 측정 및 평가, 감쇠방안에 이르는 종합적이고 체계적인 연구가 요구되고 있다. 본 연구에서는 지지물의 열화현상 및 부분적인 파손으로 진동준위가 높아진 것으로 추정되는 원자력발전소 주증기관의 진동특성 및 요인을 분석하여 진동감쇠 방안을 도출하고 검증함으로써 배관 및 주변 구조물의 건전성을 확보하고 설비의 신뢰성을 확보하고자 하였다. 이를 위하여 주증기관을 모델링하여 해석하였으며, 발전소의 기동 및 정상운전시의 진동준위를 측정하였다. 또한 발전소의 정진기간중 일부 배관계에 대한 실험적 모우드 해석을 수행하였다. 여러가지 진동감쇠 방안을 검토하여 탄성지지 및 에너지 흡수효과를 동시에 발휘할 수 있는 특수 지지물(WEAR$_{TM}$)을 설치하는 방안을 도출하였으며, 현장에 설치한 후 배관의 진동상태를 확인함으로서 효과적인 방안임을 검증하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.21 no.4
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• pp.329-338
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• 1996

최근에 우리나라가 공식 회원국으로 가입한 서방 경제협력개발기구(OECD)/원자력기구(NEA) 산하의 방사선 방호 및 보건위원회(CRPPH)에서는 유럽연합(EC)의 전문가그룹과 합동으로 국제방사선방호위원회(ICRP)의 권고 60의 방사선 방호 최적화 원칙에 공식적으로 도입된 이른 바 '선량제약(dose constraint)' 개념에 대한 위원회의 논의 및 검토결과를 OECD/NEA의 공식보고서로 발간하였다. 이 보고서는 선량제약의 개념과 의미를 논리적으로 합리화하기 위하여 발간된 것이다. 선량제약이란 용어와 개념은 새로워 보이지만 실상은 전혀 새로운 것이 아니다. 우리나라에서도 방사선 방호의 실무현장에서 용어나 의미는 조금 다르다 할 수 있어도 이 개념을 부분적으로 적용해왔다고 할 수 있다. 예를 들어, 선량한도 이하의 낮은 선량으로 작업자의 피폭을 제한하기 위하여 도입된 '연간 선량목표치' 또는 '방사성 물질의 방출목표관리치' 등이 여기에 해당될 것이다. 따라서, OECD/NEA의 공식보고서를 번역한 이 해설논문이 국내의 방사선 방호분야에서 활약하고 있는 정책 입안자, 연구자, 규제업무자, 방사선 관리실무자 등 방사선 방호 업무분야의 관련자들에게 도움이 되었으면 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.363-368
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• 1997

PWR 원전에서는 계획예방 정지운전시 효과적인 정지수화학 제어에 의해 일차계통 방사능 준위를 감소시키고 작업종사자의 피폭을 최소화하기 위해 정지운전 자료에 대한 보다 정확한 해석이 필요하다. 본 연구에서는 국내 PWR 원전 주기(A호기의 I 및 II주기와 B호기의 II주기)별 정지수화학 특성을 SCALP(Shutdown chemistry CALculation Program)프로그램으로 계산하고 정지운전 기간중 일차냉각재계통에서 제거되는 방사능량에 영향을 미치는 정지수화학 특성을 주요 인자별로 평가하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
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• 2004.05a
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• pp.104-104
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• 2004

현재 우리나라는 원자력에 의한 전력량이 전체 용량의 40 ％에 이르고 있으며, 장기전력 수급계획에 의한 2015년까지 운전예정인 28기 원자력발전소로부터 발생하여 누적될 것으로 예상되는 사용후핵연료는 Fig. 1에서 보이는 바와 같이 총 36,000 tHM (PWR 20,000tHM ＋ CANDU 16,000tHM)에 이를 것으로 전망된다. 이러한 사용후핵연료는 고준위폐기물로 분류되며, 지하 수백미터에 위치한 암반에 처분하는 개념에 대한 연구가 활발하게 진행되고 있다.(중략)

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.4 no.2
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• pp.197-207
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• 2006

The engineering performance of a high level waste repository is significantly dependent upon the T-H-M behavior in the engineered barrier system. An engineering-scale test facility (KENTEX) was set up to validate the T-H-M behaviors in the buffer of a reference disposal system developed in the 2002. The validation tests started on May 31, 2005 and is now in progress. The KENTEX facility and validation test programme are introduced, and pre-operation calculations are also presented to give information on the sensitive location of sensors and operational conditions. This test will provide information (e.g., large-scale apparatus, sensors, monitoring system etc.) needed for 'in-situ' tests, make the validation of a T-H-M model for the T-H-M performance assessment of the reference disposal system, and demonstrate the engineering feasibility of fabricating and emplacing the buffer of a repository.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.50-57
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• 1997

영광 2호기 9주기 노심을 대상으로 다양한 운전조건에서 노외계측기 weighting function을 계산하고 영향 인자들에 대한 민감도 분석을 수행하였다. Weighting function 계산은 2차원 각분할 수송코드인 DORT 2.8.14를 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF/B-VI에 근거한 BUGLE93 라이브러리를 사용하였다. Weighting function은 축방향 weighting function(R-Z 모델)과 집합체별 weighting function(R- 모델)을 계산하였고, 민감도 분석에 사용한 인자는 출력준위, 연소도, 제어봉 삽입, 붕소농도이다. 민감도 분석결과 노외계측기 weighting function은 출력 준위에 민감하고 그외 모든 인자의 영향은 무시할 수 있을 만큼 작았다. 또한 출력분포와 weighting function으로부터 계산되는 단순노외계측기 교정법의 계측기반응상수는 출력준위와 연소도를 고려하여 생산해야함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.392-397
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• 1998

PWR 원전의 냉각재 화학 및 체적제어 계통(CVCS) 정화 탈염기는 핵연료에서 방출된 핵분열 생성물질과 방사성 부식생성물을 제거하여 계통 내 방사능 준위를 낮추고, 부식을 유발하는 불순물을 제거하여 계통의 건전성을 유지하며, pH 조절제인 리튬($^{7}$ Li$_3$)의 농도조절을 통해 냉각계 수화학 환경을 최적으로 유지시킨다. 이를 위해 CVCS에는 정화용 혼상 탈염기와 $^{7}$ Li$_3$ 조절용 양이온 탈염기가 설치되었으며, 각각의 탈염기는 독립적인 기능을 수행한다. 이는 원전 운전 중 중성자와 붕소($^{10}$ B$_{5}$ )의 핵반응으로 생성된 $^{7}$ Li$_3$3 의 회수가 불가능하기 때문에 정화 탈염기에는 값비싼 $^{7}$ Li$_3$ 포화형 수지를 충전하여야 한다. Pn 원전은 연료교체를 위해 주기적으로 연료계장전 기간을 갖으며 이에 따라 원자로 기동 수화학, 운전중 B/Li 농도조절에 의한 pH 화학, 원자로 정지화학 등의 주기적인 냉각재 수화학 관리를 해오고 있다. 본 연구에서는 효율적인 정화탈염기의 운영방안을 제시함으로 운전중 붕소의 핵분열로 생성되는 $^{7}$ Li$_3$ 의 회수가 가능하고 수지의 사용량 절감으로 수지폐기물 발생량 저감화를 이를 수 있을 것으로 기대된다.