• 터널과지하공간
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• 제19권6호
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• pp.490-497
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• 2009

최근 발생한 5개의 중규모 지진으로부터 관측된 지반진동 파형을 이용하여 응답스펙트럼을 분석하고 결과를 국내 원자력 관련 구조물의 내진설계 기준과 국내 일반 구조물 및 건축물 내진설계기준과 각각 비교하였다. 연구에 이용된 지반진동 개수는 수평성분 및 수직성분 각각 74개 및 89개이며 주파수별 지반응답을 구하고 최대 지반 가속도 값를 이용하여 정규화 분석을 수행하였다. 본 연구결과를 국내 원자력시설물의 내진기준으로 이용되고 있는 Reg. Guide 1.60과 비교한 결과 특히 약 1 Hz 이상의 전체 고주파수 영역에서 수평 성분 스펙트럼 이 Reg. Guide 1.60 보다 높은 값을 보여 주었다. 수직성분은 약 7~8 Hz 부근에서 약간 초과하였다. 또한 국내 일반 구조물 및 건축물 내진설계기준인 표준 설계응답스펙트럼을 3개 지반조건에 적용한 결과를 분석 자료와 동시에 비교한 결과 특히 약 2초(0.5 Hz) 이하의 단주기 영역의 전체 대역(SE 지반조건)에서 수평 성분 자료처리 결과가 기준을 크게 초과하는 현상을 보여 주었다. 수직성분은 전체 주기 영역에서 SD 지반조건의 기준과 유사한 특징을 보여 주었다. 물론 이러한 현상은 국내 지각의 주파수별 감쇠 및 부지 직하부의 감쇠 특성 등과 복합적으로 관련되어 발생한 현상으로 판단된다. 향후 국내 지진활동 실정에 적합한 내진설계 기준 마련을 위해 관측자료의 질적 향상 및 양적인 축적 등을 통하여 특히 수평 성분의 약 1 Hz 이상의 고주파수 대역에서 응답스펙트럼 기준의 보수성을 심각하게 고려할 필요가 있다.

• 지구물리와물리탐사
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• 제13권3호
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• pp.227-234
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• 2010

최근 발생한 30여개의 중규모 지진으로부터 관측된 지반진동 파형을 이용하여 수작 응답스펙트럼을 분석하고 결과를 국내 원자력 관련 구조물의 내진설계 기준과 국내 일반 구조물 및 건축물 내진설계기준과 각각 비교하였다. 연구에 이용된 지반진동 개수는 수직성분 각각 176 개이며 주파수별 지반응답을 구하고 최대 지반 가속도 값을 이용하여 정규화 분석을 수행하였다. 연구결과에 의하면 진앙거리 의존성이 대단히 큼을 보여주었다. 또한 국내 원자력시설물의 내진기준으로 이용되고 있는 Reg. Guide 1.60과 비교한 결과 특히 약 5~7 Hz 이상의 고주파수 영역에서 Reg. Guide 1.60 보다 높은 값을 보여 주었다. 또한 국내 일반 구조물 및 건축물 내진설계기준인 표준 설계응답스펙트럼을 3개 지반조건에 적용한 결과를 분석 자료와 동시에 비교한 결과 약 0.2초(5 Hz) 이하의 단주기 영역의 전체 대역(SD 지반조건)에서 수직 성분 자료처리 결과가 기준을 크게 초과하는 현상을 보여 주었다. 물론 이러한 현상은 국내 지각의 주파수별 감쇠 및 부지 직하부의 감쇠 특성 등과 복합적으로 관련되어 발생한 현상으로 판단된다. 향후 국내 지진활동 실정에 적합한 내진설계 기준 마련을 위해 관측자료의 질적 향상 및 양적인 축적 등을 통하여 특히 수직 성분의 약 5 Hz 이상의 고주파수 대역에서 응답스펙트럼 기준의 보수성을 심각하게 고려할 필요가 있다.

• 터널과지하공간
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• 제20권6호
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• pp.399-407
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• 2010

최근 발생한 19개의 중규모 지진으로부터 관측된 지반진동 파형을 이용하여 수평 응답스펙트럼을 분석하고 결과를 국내 원자력 관련 구조물의 내진설계 기준과 국내 일반 구조물 및 건축물 내진설계기준과 각각 비교하였다. 연구에 이용된 지반진동은 수평성분 130 개이며 고유진동수별 지반응답을 구하고 최대 지반 가속도 값을 이용하여 정규화 분석을 수행하였다. 연구결과에 의하면 진앙거리 의존성이 대단히 큼을 보여주었다. 또한 국내 원자력시설물의 내진기준으로 이용되고 있는 Reg. Guide 1.60과 비교한 결과 특히 약 5 Hz 이상의 높은 고유진동수 영역에서 Reg. Guide 1.60 보다 높은 값을 보여 주었다. 또한 국내 일반 구조물 및 건축물 내진설계기준인 표준 설계응답스펙트럼을 3개 지반조건에 적용한 결과를 분석 자료와 동시에 비교한 결과 약 0.3초 이하의 단주기 영역의 전체 대역(SD 지반조건)에서 수평 성분 자료처리 결과가 기준을 크게 초과하는 현상을 보여 주었다. 물론 이러한 현상은 국내 지각의 고유진동수별 감쇠 및 부지 직하부의 감쇠 특성 등과 복합적으로 관련되어 발생한 현상으로 판단된다. 향후 국내 지진활동 실정에 적합한 내진설계 기준 마련을 위해 관측자료의 질적향상 및 양적인 축적 등을 통하여 특히 수평 성분의 약 5 Hz 이상의 고주파수 대역에서 수평응답스펙트럼 기준의 보수성을 심각하게 고려할 필요가 있다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제14권5호
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• pp.503-510
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• 2020

콘크리트는 원자력 시설의 차폐용 구조물로 광범위하게 사용되고 있는 재료이다. 하지만, 시설의 해체 시 양적으로 가장 많이 발생하는 방사성 폐기물이기도하다. 콘크리트는 중성자를 포획하여 다양한 방사성 핵종을 생성하기 때문에 해체 전에 시료를 채취하여 방사능 측정 및 평가를 수행해야 한다. 측정은 주로 HPGe 검출기를 이용하는데 시료의 정확한 방사능 판정을 위해는 기하학적 보정인자, 자가흡수 보정인자, 계측기의 절대효율 등 효과적인 보정인자를 측정치에 반영해야 한다. 보정인자는 기하학적 및 화학적 상태가 실제 시료와 동일한 표준시료를 이용해서 동일한 측정조건 하에서 획득한다. 하지만, 콘크리트는 다양한 구성물질과 높은 밀도로 전처리가 제한적이므로 콘크리트 표준시료를 제작하는 것은 매우 어렵다. 또한 코어드릴(core drill)을 사용하여 채취되는 콘크리트 시료는 체적선원이므로 직경에 대한 기하학적 보정과 밀도에 대한 자가흡수에 대한 보정이 필수적이다. 따라서, 최근에는 많은 연구자들이 표준선원을 제작 후 측정하는 대신 몬테카를로 전산모사(Monte Carlo simulation)을 이용하여 효과적인 보정인자들을 계산하는 연구를 수행하고 있다. 본 연구에서는 Monte Carlo code 중 하나인 Geant4를 이용하여 방사화 콘크리트에서 가장 많이 생성되는 핵종인 ¹⁵²Eu, ⁶⁰Co에서 방출되는 감마선 에너지에 대한 콘크리트 코어시료의 직경과 밀도에 따른 보정인자를 산출하였다.

• 한국안전학회지
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• 제24권5호
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• pp.63-68
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• 2009

The urgent VAI method development is required since "The Act of Physical Protection and Radiological Emergency that is established in 2003" requires an evaluation of physical threats in nuclear facilities and an establishment of physical protection in Korea. The VAI methodology is developed to (1) make a sabotage model by reusing existing fire/flooding/pipe break PSA models, (2) calculate MCSs and TEPSs, (3) select the most cost-effective TEPS among many TEPSs, (4) determine the compartments in a selected TEPS as vital areas, and (5) provide protection measures to the vital areas. The developed VAI methodology contains four steps, (1) collecting the internal level 1 PSA model and information, (2) developing the fire/flood/pipe rupture model based on level 1 PSA model, (3) integrating the fire/flood/pipe rupture model into the sabotage model by JSTAR, and (4) calculating MCSs and TEPS. The VAT process is performed through the VIPEX that was developed in KAERI. This methodology serves as a guide to develop a sabotage model by using existing internal and external PSA models. When this methodology is used to identify the vital areas, it provides the most cost-effective method to save the VAI and physical protection costs.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 추계학술대회 논문집 학회본부 A
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• pp.262-264
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• 2000

원자로 내에서 연소 중인 핵연료나 저장 또는 재처리 중인 사용후핵연료의 성분으로서 시설의 공정설계, 안전성분석 및 차폐설계에 중요한 입력자료가 되는 핵분열생성물질, 방사화생성물 및 악티나이드의 핵종 농도와 이에 대응하는 방사능 강도의 기기 별 시간변 화율을 해석할 수 있는 코드 개발할 목적으로 MULTISAMS 정상 평형상태 모델을 구현하였다. MULTISAMS 코드의 반응공정 모델은 서로 연결되어 있으며 내부에 방사성물질의 혼합유체가 순환하는 세 종류의 반응기(원자로, 열교환기 및 화학반응기) 계통에서 자연적 또는 설계에 의해 일어나는 현상으로서; 반응기 간의 물질 흐름; 각 반응기 내에서 방사성 붕괴, 변환, 이동과 중성자 흡수 및 핵분열; 외부로부터 특정 핵종의 유입혹은 유출을 고려한 시간종속 핵종농도보존방정식 이론에 근거한다. 코드의 유용성 및 신뢰성을 검증하기 위해 현재 개념설계가 진행 중인 AMBIDEXTER원자력 에너지시스템을 대상으로 ORIGEN2 계산과 비교하였다. 두 코드 간의 입력조건과 배경이론차이점 때문에 절대적 비교가 불가능하므로 단순이론의 중간매개코드로서 SAMS를 이용한 2단계 비교방법을 따랐다. 결론은 MULTISAMS는 ORIGEN2 계산의 수렴치와 근사하게 일치하면서 ORIGEN2 가 다룰 수 없는 핵주기 연속후처리공정의 정상가동 시 핵종 평형농도를 기기 별로 계산할 수 있다는 장점을 확인하였다.

• 대한인간공학회지
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• 제26권4호
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• pp.121-125
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• 2007

The objective of this study is to develop short-term prevention measures for minimizing possible human error in nuclear power facilities. To accomplish this objective, a group of subject matter experts (SMEs) were formed, which is consisting of those from regulatory bodies, academia, industries and research institutes. Prevention measures were established for urgent execution in nuclear power facilities on a short-term basis. This study suggests short-term measures for reducing human error on three different areas; (1) strengthening worker management, (2) enhancing workplace environments and working methods, and (3) improving the technologies regulating human factors. Under the leadership of the Ministry of Science and Technology, these short-term measures will be pursued and implemented systematically by utility and regulatory agencies. The details of prevention measures are presented and discussed.

• 물과 미래
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• 제23권4호
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• pp.487-497
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• 1990

원자력·화력, 제철소 등의 임해공업시설로부터 온수 방출의 확산에 대한 정성, 정량적 예측은 환경관리 및 냉각수 취·배수로 설계에 매우 중요하다. 본 연구는 난류 및 부력효과가 강한 온배수의 주요 물리적 특성을 규명하고 실무에 많이 사용되고 있는 MIT 및 PDS 적분모델의 비교평가를 실시하였다. 일반적으로 MIT 및 PDS 모델은 성층화되지 않은 수역에서 주위수 및 제트 방출각도를 고려하여 온배수 거동을 산정하는 모델이다. 해석결과는 그 구성의 상이성에 의해 매우 다름이 규명되어, 온배수의 정확한 산정을 위해서는 난류모델을 이용한 수치모델의 개발 및 이의 적용이 요구된다.

• 한국안전학회지
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• 제26권4호
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• pp.87-95
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• 2011

The urgent VAI(Vital Area Identification) method development is required since 'The Act of Physical Protection and Radiological Emergency' that is established in 2003 requires an evaluation of physical threats in nuclear facilities and an establishment of physical protection in Korea. The KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute) has developed the VAI methodology and VAI software called as VIPEX(Vital area Identification Package EXpert) for identifying the vital areas. This study is to demonstrate the applicability of KAERI's VAI methodology to a hypothetical facility, and to identify the importance of information of cable and piping runs when identifying the vital areas. It is necessarily needed to consider cable and piping runs to determine the accurate and realistic TEPS(Top Event Prevention Set). If the information of cable and piping runs of a nuclear power plant is not considered when determining the TEPSs, it is absolutely impossible to acquire the complete TEPSs, and the results could be distorted by missing it. The VIPEX and FTREX(Fault Tree Reliability Evaluation eXpert) properly calculate MCSs and TEPSs using the fault tree model, and provide the most cost-effective method to save the VAI and physical protection costs.

• 지질공학
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• 제21권4호
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• pp.295-304
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• 2011

방사성폐기물처분장 주변 암반의 수많은 불확실성을 이해하기 위해서는 무결암에서 발생하는 균열의 성장과 거동 분석은 필수이다. 이에 본 연구에서는 처분장과 유사한 지질적 구조적 특성을 지닌 한국원자력연구원 내에 위치한 지하처분연구시설에서 채취한 화강암 시료를 이용하여 균열의 성장과 이에 따른 손상도를 AE parameter와 모멘트텐서해석법을 이용하여 분석하였다. 시료의 균열개시 균열결합 균열손상응력은 최대강도의 0.45배, 0.73배, 0.84배인 것으로 나타났다. 모벤트텐서해석법을 이용한 결과 응력 초기에는 인장균열의 발달이 우세하였으나 응력 수준이 증가함에 따라 전단균열이 발달하였다. 또한 시료에 균열손상응력 이상의 응력이 가해지면 파괴면을 중심으로 불안정한 전단균열이 발생하였으며 이는 파괴에 직접적인 역할을 하는 것으로 해석되었다.