• 콘크리트학회논문집
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• 제15권2호
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• pp.173-182
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• 2003

최근 영종도신공항, 서해대교, 원자력발전소 등 열악한 환경에 노출되는 구조물들의 건설이 증가되면서 구조물의 내구성 확보에 관한 관심이 커지고 있는 실정이다. 특히 철근부식과 관련하여 콘크리트 구조물의 성능저하에 가장 큰 영향을 미치는 염해에 대한 연구가 활발히 진행되고 있다. 그러나 그 동안 주로 염소이온 단일열화에 대한 연구는 많았으나 염소이온과 황산염 등이 복합으로 작용하는 경우 등 복합열화에 대한 연구는 찾아보기 어려운 실정이다. 따라서, 본 연구에서는 이러한 단일염소이온 만이 아니라 염소이온과 황산염 이온이 복합된 환경하에서 콘크리트 구조물의 성능저하 현상을 규명하고 이들의 상호영향을 연구하는데 목적을 두고 두 가지 경우에 대한 실험을 수행하였다. 단일 염소이온이 존재하는 경우보다 황산염 이온이 동시에 작용하는 경우 염소이온 침투량이 증가하였으며, 모든 조건에서 표면염소이온의 농도는 시간에 따라 증가하고 반면에 확산계수는 시간에 따라 감소하는 경향을 나타냈다. 또한 플라이애시를 사용한 경우 모든 배합과 노출환경에서 확산계수가 줄어드는 것으로 나타났다. 본 연구에서는 실험결과에 따라 표면염소이온의 농도와 확산계수의 시간의존성을 예측하는 식을 제시하였으며, 이들의 영향을 고려한 염소이온 침투 예측식을 제시하였다. 본 연구의 결과는 해수 등과 같이 염소이온 및 황산염 이온이 복합 작용하는 경우 장기적인 염소이온 침투량을 예측하는 데 참고자료가 될 것으로 사료되며, 정확한 예측을 위해서는 이를 통한 진전된 복합환경하의 연구가 필요하다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제20권4호
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• pp.265-274
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• 1995

Co-60은 원자력발전소에서 발생하는 부식생성물로서 중저준위 방사성폐기물에 함유된 가장 중요한 핵종중 하나다 방사성폐기물처분장 충전물로 많이 사용되는 점토층을 통한 Co-60 확산실험을 하여 밀도변화에 따른 확산계수를 구하였다. Co-60의 확산실험 기간은 점토 밀도에 따라 최소 9시간에서 최대 120일이 걸렸으며, 확산계수는 저밀도인 $0.41g/cm^3$에서 $8.79{\times}10^{11}m^2/s$로부터 고밀도인 $2.03g/cm^3$에서 $6.82{\times}10^{14}m^2/s$까지 급격히 감소하는 현상을 보여주었다. 그리고, 기존에 수행한 연구와 비친 결과 다음과 같은 사실을 확인할 수 있었다. 첫째, 2가 이온인 Sr나 Co이온은 저밀도 점토층에서 1가 이온인 Cs 보다 큰 확산속도를 갖는다. 이러한 현상은 점토표면에 흡착되는 양이온들의 수화상태로 부터 설명할 수 있었다. 둘째, Co 이온의 경우 저밀도에서는 Sr이온보다도 큰 확산계수를 보여준다. 이러한 현상은 Co이온의 수화반경이 Sr이온보다 크다는 사실로 해석할 수 있었다. 셋째, 밀도가 증가함에 따라 Co 이온의 확산계수는 Cs 이온보다도 작은 값으로 급격히 감소한다. 이러한 현상은 점토층의 밀도가 증가함에 따라 점토표면과 화학결합을 하는 Co 이온들이 급격히 증가하고, 점토의 결정속으로 잠적하여 점토의 일부가 되는 이온들이 급격히 증가하기 때문인 것으로 생각된다. 이와 같은 현상들은 표면확산이론으로 설명이 가능하며 특히 저밀도 점토층에서 Co-60의 확산속도가 크다는 것은 중 저준위 방사성 폐기물 처분장 설계나 안전성 평가에 매우 중요한 자료가 될 것이다.

• 한국수산과학회지
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• 제29권1호
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• pp.97-106
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• 1996

서해안의 영광 원자력 발전소 주변에 분포하는 해조 군집의 기능형군별 분석을 통하여 이 지역 해조군집의 특성을 환경적 요소와 연관시켜 해석하고자 하였다. 이 연구에서 출현한 종은 총 51종으로 녹조류 12종, 갈조류 11종, 홍조류 28종이었다. 계절별로는 겨울철에 42종으로 가장 많은 종이 출현하였고, 여름철에 18종으로 가장 적은 수의 종이 출현하였다. 중요도 값이 높게 나타난 종은 Enteromorpha compressa, Sargassum thunbergii, Corallina pilulifera와 Carpopeltis affinis로 조사된 4개 지점 모두에서 공통적으로 나타났다. 기능형군별 분석에서 나타난 비율은 직립분기형 $(41.2\%)$, 엽상형 $(25.5\%)$, 사상형 $(19.6\%)$, 다육질형 $(7.8\%)$, 각상형 $(3.9\%)$, 유절산호말형 $(2.0\%)$로 나타났다. 이들 6개 기능형군의 조성 비율은 지역에 따라 다르게 나타나며, 이를 통하여 온배수 배출 지역에서는 해조류의 종조성 뿐 아니라 종간의 경쟁에도 영향을 미칠 수 있슴을 나타낸다.

• 에너지공학
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• 제21권3호
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• pp.254-264
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• 2012

원자력발전소 중대사고시 노심용융물의 Rayleigh-Benard 자연대류 문제에 대한 예비실험으로 두 평판 사이의 거리, 측면벽의 유무 및 평판의 기하구조가 열전달에 미치는 영향에 대해 실험적 연구를 수행하였다. 열전달 실험을 대신하여 상사성의 원리를 이용한 황산-황산구리 수용액의 전기도금계를 물질전달계로 채택하였다. 실험은 $Ra_s$는 $1.06{\times}10^7{\sim}2.91{\times}10^{10}$의 범위에서 실험적 조건을 변화시켜가며 열전달을 측정하였다. 실험결과 단일 수평평판에서 측정한 열전달은 McAdams의 수평평판 자연대류 열전달 상관식과 일치하였고 두 평판에서 측정한 열전달은 Dropkin과 Somerscales, Globe와 Dropkin의 Rayleigh-Benard 자연대류 열전달 상관식과 매우 유사한 경향을 보였다. 두 평판 사이의 거리가 작을 경우 열전달이 높다가 거리가 증가하면 단일 수평평판에서의 자연대류 열전달과 같아졌다. 평판에 설치된 휜(Fin)은 열전달을 향상시켰다. 모든 경우에서 측면벽이 없는 경우의 열전달이 측면 벽이 있는 경우보다 항상 높았다.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2009년 추계학술발표대회
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• pp.100-100
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• 2009

본 논문에서는 원자력발전소 1차 계통의 스테인리스강 저합금강 이종금속용접부 및 스테인리스강 동종용접부의 잔류응력을 평가하고 스테인리스강 용접부의 응력부식균열 민감성에 대해 고찰하였다. 노즐 안전단의 이종금속용접부 및 안전단 배관의 동종용접부 제작 및 소재가공에 의행 생성되는 잔류응력을 예측하기 위해 열 탄소성 유한요소법 수치해석을 수행하였으며, 용접공정과 함께 표면의 잔류응력에 기여하는 절삭 및 연삭가공과 소재의 담금질 공정을 열 탄소성적으로 모사하였다. 전산해석 결과, 스테인리스주강의 담금질 잔류응력은 무시할 수 없는 상당한 크기이므로 배관 용접잔류응력 평가 시 소재의 담금질 효과를 고려해야 할 것으로 판단된다. 이종금속 용접과 동종금속 용접공정이 보수용접 없이 정상적인 절차(내면에서 외면으로 적층)로 완성된다면, 냉각재 환경에 노출되는 용접부 내면의 잔류응력은 재료의 응력부식균열 민감성에 영향을 주지 않을 것으로 판단된다. 한편, 안전단 배관 동종용접부의 연삭가공에 의해 내면의 잔류응력이 크게 상승하는 것으로 예측되었으므로, 내면의 연삭가공 이후 표면잔류응력 완화처리(예, 버핑)가 필요하다.

• 비파괴검사학회지
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• 제35권4호
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• pp.268-274
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• 2015

용접 오버레이법은 1980년 초반에 배관 용접부 결함의 임시 보수방법으로 미국발전소에 처음 사용되었다. 원자력발전소의 배관 오버레이 용접부는 초음파검사 기술을 이용하여 주기적으로 검사되어야 한다. 최근 위상배열 초음파 기술 발달로 휴대하기 좋은 소형 장비를 이용할 수 있게 되었다. 현재, 완화기법 및 또는 복잡한 형상의 검사체의 표면검사 조건을 개선하기 위한 선제적인 용접 오버레이 기법 적용이 일반적으로 사용되고 있다. 복합적인 형상(용접 오버레이, 기존 용접부 및 모재)의 적당한 검사를 위해서는 여러 개의 일반 초음파검사용 초점 탐촉자들이 필요하게 된다. 대안으로 위상배열 초음파 탐촉자는 일반 초음파검사 탐촉자와 비교하여 더 좋고 빠른 커버리지를 제공하기 위해 다양한 초점거리에서 여러 검사 각도를 동시에 발생시킬 수 있다. 그래서, 이 기술은 검사 속도 증가, 비용 절감, 방사선 피폭을 줄일 수 있다. 이 논문에서는 현장검사에서 검출된 PAUT 신호에 대한 신호 분석 결과를 설명하였다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제31권2호
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• pp.52-60
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• 2017

NUREG-1934에서 제시된 원자력발전소 주제어실의 케비닛 화재를 대상으로 운전원의 거주성을 평가하기 위하여 수치해석이 수행되었다. 이를 위해 본 연구에서는 대표적인 화재모델인 FDS가 사용되었다. 운전원의 거주성을 결정하는 기준으로서 복사 열유속, 상층부 온도, 연층높이 및 연기의 광학밀도뿐만 아니라, CO 등과 같은 독성물질의 농도가 포함되었다. 주요 결과로서, 화재모델의 확인 및 검증(V&V) 기반의 주요 입력인자 민감도 및 모델 불확실도 분석을 통해 다양한 화재시나리오에 대하여 거주성 기준의 초과 확률 및 거주 가능시간이 산출되었다. 최대 열방출률, CO 및 Soot yields의 민감도 분석을 통해, 거주시간 뿐만 아니라 거주성을 결정하는 한계기준의 변화가 발생됨을 확인하였다. 이러한 방법론은 불확실한 케비닛 화재정보를 이용한 주제어실의 거주성 평가의 신뢰성 강화를 위한 현실적인 대안이라 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권3호
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• pp.165-174
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• 2004

원자력발전소에서 발생하는 이온교환수지와 가연성잡고체 혼합폐기물을 유리화하기 위하여 유도 가열식 저온용융로를 이용한 실증시험을 수행하였다. 금속 티타늄 고리(Ti-ring)를 이용한 유리의 초기점화에 필요한 에너지는 약 290 kWh로 평가되었다. 혼합폐기물의 투입 중 고주파발생기의 출력은 160∼190 kW로 임피던스는 0.55∼0.65 $\Omega$ 범위 내에서 안정적으로 유지되었다. 이온교환수지 단독투입 시 보다 가연성잡고체와 혼합 할 경우 CO 발생농도는 1/40 정도로 낮아졌는데, 이는 1.8배 정도 높은 연소에너지를 갖는 가연성잡고체가 혼합폐기물의 완전연소를 유도한 것으로 평가되었다. 혼합폐기물의 공급량에 적당한 최적 산소 버블링에 의해 유리 용탕 내부로의 미연폐기물의 함침은 발생하지 않았으며 유리 용탕은 지속적으로 공정 건전성을 유지하였다. 유리 용탕의 부피가 증가하는 팽창(swelling) 현상 때와 정상 일 때 발생가스를 측정, 비교한 결과 swelling 현상 때는 NO와 같이 환원성 가스의 농도 보다 산화성 기체인 $NO_2$의 농도가 높은 것으로 나타났다. 실증시험에 사용된 이온교환 수지와 가연성잡고체의 각각 투입량은 368kg과 751kg 이었으며, 74 정도의 감용비를 달성하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권10호
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• pp.1337-1345
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• 2011

가압경수로형 원자로의 원자로압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 최근 10 여 년 동안 제어봉구동장치 alloy 600 CRDM 노즐에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이는 용접과 연관성이 매우 깊은 것으로 알려져 있다. CRDM 노즐에서 발생하는 축 및 원주방향 균열은 유럽과 미국의 원자력 발전소에서 발견되었으며, 사고의 원인은 용접 잔류응력 및 작용하중에 기인하는 일차수응력부식균열(PWSCC)임이 확인되었다. 이러한 이유로 본 연구에서는 유한요소해석을 통해 한국형 원자로의 CRDM 관통 노즐 용접부를 대상으로 용접 잔류응력을 예측하였으며, 특히, 관통노즐의 위치와 형상, 용접부 필렛 형상 및 인접노즐 용접에 의한 영향을 분석하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.205-210
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• 2005

개정예정인 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물 처분시설 인도규정에서는 방사성폐기물 처분을 위해 폐기물 발생자가 방사성폐기물의 처분요건 적합성을 입증하도록 권고하고 있다. 이에 따르면 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물의 처분을 위해서는 폐기물의 핵종농도, 물리화학적 특성 및 그 건전성 등이 확보 되어야하며 폐기물 발생자는 이러한 정보를 처분사업자에게 전달하도록 규정되어 있다. 또한 처분 사업자는 처분시설의 안전성 평가를 통해 부지특성을 고려한 방사성폐기물 인수기준(Site Specific Waste Acceptance Criteria, SWAC)을 규정하며, 발생자는 이 기준에 따라 중${\cdot}$저준위 방사성폐기물을 관리, 처리, 인도하도록 규정되어 있다. 상기 규정과 기준을 준수하기위해 폐기물 발생자는 처분대상이 되는 폐기물을 처분시설로 운반하기 이전에 처분적합성을 사전에 입증하여야 하며 이를 위하여 관련 제도 및 절차인 방사성폐기물인증프로그램을 개발하여야 한다. 본 연구에서는 원자력 선진국들에서 시행하고 있는 방사성폐기물인증프로그램에 대한 심층 분석을 통해 국내 원전에 적용 가능한 인증프로그램 초안을 개발하였고, 그 적용성을 검증하기 위하여 현재 울진 1, 2 발전소에서 시범 적용하고 있다. 앞으로 시범적용 결과분석을 통해 국내 여건에 부합하는 방사성폐기물인증프로그램을 개발하고자 한다.