• 한국지구물리탐사학회:학술대회논문집
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• 2007.06a
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• pp.69-74
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• 2007

The source mechanism parameters of the Ulgin earthquake on 29 May 2004 are analyser using moment tensor inversion technique. The Green's function are calculated for the Kim's(1985) crust model of southern Korean Peninsula. Results derived from the Ulgin earthquake show the dependence of azimuthal station distribution and epicentral distances. final results show fairly good agreement to those of other authors. the focal mechanism for the Ulgin earthquake is found to be oblique reverse motion with NNE strike. The focal depth is estimated to be 10-12km.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.881-886
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• 1998

한국형 표준 원진(울진 원전 3,4호기)화해 사건에 대한 2 단계 확률론적 안전성평가 (Level 2PSA) 에서 격납건물 파손모드에 큰 영향을 준다고 판단되는 현상들에 대한 불확실성 분석을 수행하였다. 불확실성 분석 대상은 주로 민감도분석 및 기존 2단계 PSA수행결과 중요한 인자로 선정된 8가지 주요 현상들로 국한하였다. 수행 방법은 성층화 추출방식 (Latin Hypercube Sampling)으로부터 발생된 1000개의 표본을 사용하였고, 분석결과는 두가지 불확실성 측도로 제시하였으며, 사용된 코드는 2 단계 PSA 분석용 전산코드인 CONPAS 이다. 불확실성 관리측면에서. 제일 불확실성이 높은 격납건물 파손모드인 원자로 공동바닥관통의 불확실성 인자를 줄이기 위해서는 CR-EJECT 현상에 대한 불확실성 을 줄여야 할 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.806-811
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• 1998

핵연료 피복관의 산화반응 현상은 중대사고시 원자로와 격납건물의 건전성을 위협하는 중요한 원인중의 하나이다 본 논문에서는 MELCOR에서 사용증인 Urbanic-Heidrich 상관식과 SCDAP/RELAP5/MOD3.1에서 사용중인 MATPRO-EG&G 상관식을 사용하여 산화 반응 모델이 노심손상에 미치는 영향을 울진원전3,4호기를 대상으로 MELCOR의 입력변수의 변화에 따른 민감도를 분석하였다. 분석결과, Urbanic-Heidrich 상관식이 MATPRO-EG&G상관식에 비해 핵연료 용융시작을 약 394초, 원자로 노심 하부에서의 용융물 재배치 (relocation)시작을 약 434초 가량 빨리 초래하여 사고진행에는 큰영향이 없음을 나타내고 있으나 노심하부 파손시점까지 발생한 수소량은 Urbanic-Heidrich 상관식이 MATPRO-EG&G상관식에 비해 약 1.4배정도 더 많이 발생시켜 격납건물 건전성에 대한 영향이 매우 크므로 보다 자세한 모델검토가 요구된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.494-501
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• 1996

북핵문제 해결의 대안으로 제기된 대북경수로제공 논의에서 우여곡절 끝에 '한국형경수로 제공'과 '한국의 중심적 역할'이 결정되고 이를 주관할 국제 컨소시엄인 한반도에너지개발기구(KEDO)가 구성되어 북한과는 공급협정을, 한국전력공사와는 주계약자지정합의서를 체결함으로써 상업계약 체결에 관계없이 일단 사업 착수를 위한 큰 틀이 갖추어지게 되었다. 이에 따라 울진 3, 4호기를 참조발전소로 한 경수로 2기가 우리의 주도로 2003년을 목표 시한으로 함남 신포 인근에 건설되게 되었다. 부지조사도 대체로 마무리되어, 곧 환경영향평가 작업이 있을 예정이다. 약 45억 달러가 소요될 건설 비용은 한국이 대부분을, 일본이 상당부분을, 미국이 일부를 맡기로 대체로 합의되어 있으나, 최종 확정에 앞서 논란의 소지가 남아 있으며, 사업 참여 지분을 두고도 KEDO 참여국 간에 갈등이 예상된다. 이 사업의 의의는 크게는 어려움을 겪고 있는 북한의 에너지난 타개를 지원함으로써 그들을 개방으로 이끌어 남북간 화해와 세계평화를 조장하며, 작게는 우리의 원자력산업이 세계시장으로 뻗어 나가기 위한 계기를 마련하는데 있다. 이를 통해 포지티브 섬으로서의 통일의 초석을 마련한다는 민족적 대의에 충실하고 국가이익에 좌우되는 신국제질서의 생리를 직시함으로써 남북문제에 있어서는 대승적 자세로, 국가간 경비분담과 지분배분 협상에는 자주적 자세로 임함으로써 모처럼 원자력계에 주어진 막중한 소임을 차질없이 완수할 수 있도록 해야 할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.1
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• pp.133-140
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• 1995

본 논문은 가압경수형 원자력발전소내 비고정식 고밀도 사용후 핵연료 저장대의 지진해석을 수행하기 위해 현재 사용되고 있는 해석방법을 검토하고 있다. 석기서는 영광 3, 4호기 및 울진 3, 4호기 계통설계 경험을 통해 한국원자력 연구소가 보유하게 된 해석 기술을 근거로 하여 해석과정과 모델방법 등을 논의하였다. 비고정식 사용후 핵연료 저장대의 해석은 냉각수에 의한 수력학적 커플링 효과, 핵연료와 중성자 흡수체 및 저장대 구조물 사이의 간극에 의한 충돌, 마찰효과, 그리고 강체 미끌어짐 및 기울어짐 등의 복잡한 현상들을 고려해야 한다. 이러한 모델링 변수들에 대하여 현재의 방법과 규제기관의 추천사항을 비교, 검토하였으며 해석방법 개선 및 최근의 기술적 관심사항들에 대하여 논의하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.663-668
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• 1997

한국형 차세대 원자로(KNGR)는 안전주입계통에 Advanced Design features를 채택하고 있는데, 그 중의 하나가 안전주입의 주입구를 Downcomer Annulus의 상부에 위치시킨 Direct Vessel Injection(DVI)으로서 영광 및 울진 3&4호기의 Cold Leg Injection(CLI)과는 다른 설계 개념이다. 본 논문에서는 DVI가 채택된 KNGR에 대하여 기존의 C-E형 발전소 해석에 적용한 C-E Evaluation Model(EM)을 사용하여 대형파단 냉각재상실사고를 해석해 보고자 하였다. 먼저 DVI의 Modeling은 KNOGR의 참조 발전소라 할 수 있는 System80+에서 Modeling한 것과 같이 CLI 해석에 사용한 Nodalization Scheme 중 Cold Leg Node에 연결된 SIT 만을 Downcomer Annulus Node에 연결하는 방법을 사용하여 DVI 해석을 수행하였다. 아울러 기존의 안전주입 형태인 CLI에 대한 해석을 KNGR에 대해 병행하여 수행함으로써 DVI와 CLI의 ECCS performance를 비교하고 CLI 대비 DVI의 특성을 알아보았다. 또한 DVI의 해석에 있어서 SIT와 Cold Leg이 함께 연결되는 Downcomer Annulus Node를 상하 2개로 분리하여 SIT와 Cold Leg 각각에 연결시킴으로써 DVI 주입구의 위치에 대한 보다 정확한 Modeling을 시도하였다. 그 결과 DVI 주입구의 높이를 고려한 경우가 DVI의 일반적 물리 현상에 근접하게 계산되는 것으로 판단되나 현재로서는 특별한 검증 수단이 없으므로 향후 Licensing 해석 수행에 앞서 방법론을 포함한 이에 대한 보다 심도 있는 검토가 필요할 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.523-528
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• 1996

원자력발전소는 화력, 수력발전소 및 화학플랜트와는 다르게 안전성을 최우선적으로 고려하여 건설되어야 하므로 이의 설계 및 제작에 코드 및 기술기준이 엄격하게 적용되고 있다. 기술기준은 산업이 발달함에 따라 해마다 개정되고 있는 바, 이를 건설중인 원자력발전소에 반영하기 위해서는 건설공기에 미치는 영향과 설계변경에 따른 기기 제작비용의 상승 등을 고려하여야 한다. 1995년 및 1996년부터 상업운전을 시작한 영광3호기 및 4호기와 현재 건설중인 울진3,4호기 원자로 계통설계에는 개정된 최신 기술기준이 거의 적용되지 않았으며, 설계에 반영하여야 할 필요성이 대두되거나 흑은 규제기관의 요구에 의하여 변경된 기술기준을 적용하여야 할 경우 사업자를 포함한 국내 관련사간의 혐의를 통하여 타당성을 평가한 후 설계를 변경하는 것이 일반적인 관례였다. 본 논문에서는 원자력발전소 설계의 기술기준 적용일 결정에 대한 법적 요건 및 국내외 기술기준 적용일 사례를 살펴보고, 원자력발전소 설계에의 기술기준 적용일 결정의 필요성과 기술기준 적용일을 결정하여야 할 경우 적절한 기술기준 적용일 선정방법 등을 분석하였다.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2003.06a
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• pp.25-29
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• 2003

본 논문에서는 울진 표준형원전 시뮬레이터의 강의실용 교육훈련 시스템의 일원으로 개발된 CBT (Computer Based Training) 및 WBT (Web Based Training)에 대해 다루고 있다. CBT는 발전소 시뮬레이션, 노심 다이나믹스, 중대사고, 비상발령 및 증기발생기 열변환 과정으로 구성되어 있다. Simulator Operation 기능을 이용하면 강사는 강사조작 메뉴를 통하여 시뮬레이터를 조작을 할 수 있고, Sim-Diagram 등 각종 화면을 보여줄 수 있다. 중대사고는 모의사고에 의해 구축된 데이터를 근거로 하여 개발되었으며, 방사선 비상등급에 따라 백색비상, 청색비상, 적색비상으로 구성된 비상발령은 각 발령의 발령상황 등을 Open Window를 통하여 볼 수 있도록 하였다. 한편 WBT는 강사와 교육생이 강의실 이외의 장소에서 시간과 공간의 제약을 벗어나서 원격교육이 가능하도록 구축한 웹서버 환경이다. 현재는 기존에 구축된 강사들의 홈페이지를 Intra-Net환경에서 접근이 가능하도록 링크된 상태에 있다. 향후에는 일부내용에 대해서는 원격으로 강의가 가능하도록 다양한 컨텐츠를 개발할 예정이며, 현재는 발전소 운전과 관련한 교육자료, 각종 동영상 및 이미지, 각종교재 등에 대한 DB 구축을 준비중에 있다

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2003.06a
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• pp.121-126
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• 2003

본 논문은 시뮬레이터 각 계통 모델을 개발하고, 개발된 각 모델링 실행파일을 실시간으로 실행하며, 각 계통 모델의 건전성 시험을 용이하게 수행하기 위해 개발중인 시뮬레이션 환경을 소개하는 것을 목적으로 하고 있다. 개발중인 시뮬레이션 환경은 울진 표준형원전 시뮬레이터의 전 계통을 모델로 하고 있으며, 현재 각 계통 변수 데이터베이스 제어프로그램, 멈춤/실행 (Freeze/Run), 운전상태의 저장 (Snapshot), 임의의 변수에 대한 동적인 변수값 도시 (Display), 각 계통 실행파일들의 실시간 제어, 3차원 실시간 형상화 툴 등 여러 기능이 있으며, 영광1호기 최적운전분석기 등의 시스템에 이미 활용중이다. 본 시스템의 구축으로 모든 시뮬레이션 모델 및 각종 코드의 실시간 실행/빠른실행/느린실행 등의 개별 운전모드 시간조정도 가능해져 시뮬레이터 모델 이외에도 기존의 사용 프로그램의 통합등 다양한 응용이 가능할 것으로 기대된다.

• Journal of the Korean Society of Safety
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• v.14 no.1
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• pp.25-32
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• 1999

The objective of this paper is to evaluate the fracture resistance characteristics of SA508 CL.1a carbon steel, TP347 stainless steel and their associated welds manufactured for primary coolant system of Ulchin 3,4 nuclear power plants. The effect of various parameters such as pipe size, welding method, chemical composition, crack plane orientation, metallography and fractography on the material properties were discussed. Test results showed that the effect of pipe size on fracture toughness is negligible while the effect of welding method on fracture toughness is significant. In addition, the drop of fracture toughness in the field fabrication weld of TP347 stainless steel is probably due to the large amount of $\sigma$-phase precipitated on the $\delta$-ferrite boundary and the large size dimples.