• Nuclear industry
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• v.21 no.9 s.223
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• pp.43-43
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• 2001

• Nuclear industry
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• v.4 no.1 s.17
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• pp.70-71
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• 1984

지난해 11월 4일 국내 각 신문은 캐나다의 토론토발 연합통신의 기사를 연재, $\ulcorner$캐나다 정부는 캔두(CANDU)형 원자로 압력관의 안전도에 대한 우려가 고조되고 있는 가운데 고위관계자들로 구성된 긴급기술조사단을 구성, 캐나다와 한국을 비롯한 외국에 설치된 모든 캔두형 원자로의 안전여부를 조사하기로 했다$\cdots$$\cdots$$\lrcorner$고 크게 보도하여 물의를 일으킨바 있다. 이에 대하여 당사자인 캐나다 원자력공사는 같은 11월 17일자로 해명서를 발표, $\ulcorner$동기사는 월성원자력 발전소의 안전성을 진단하기 위하여 캐나다로부터 조사반을 파견하는 것으로 되어 있으나 이는 전혀 사실과 다르다. 캐나다 원자력공사는 $\ulcorner$픽커링$\lrcorner$원자력발전소의 사고와 관련하여 캔두원자로 보유국에 그 사고내용을 설명하고 최신 원자로의 안전성을 설득시키기 위하여 관계자를 파견할 계획이었으며 이번 우리들의 방한은 그 목적을 위해서 이루어진 것이다$\lrcorner$라고 말하고 다음과 같이 해명하고 있는데 그 요지는 다음과 같다.

• Nuclear industry
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• v.6 no.10 s.44
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• pp.31-34
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• 1986

다음은 일본 특파원이 지난 9월 2일부터 약 1주일간 Moscow를 방문하여 소련의 원자력 사정을 취재, 보도한 내용이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.160-165
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• 1996

중수로형 원전에서 일차측 냉각수를 순환시키는 주연수송펌프가 정상운전중 갑자기 정지하는 사고를 강제순환 상실사고라 한다. 강제순환 상실사고는 주열수송계통을 과도압력상태로 만들며, 일반적으로 펌프에 공급되는 IV등급전원 상실사고와 기계적 손상에 의한 주열수송펌프 고착사고로 분류할 수 있다. 본 논문에서는 강제순환 상실사고에 대하여 중수로계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT를 이용하여 주열수송계통의 과도압력상태를 해석하였다. 카나다 원자력 규제위원회(AECB)의 과압 방지조건인 R-77 요구조건에 적절한 유효트립변수를 결정하기 위한 해석이 수행되었으며, 증기발생기 오염상태와 액체방출밸브 작동여부가 고도압력상태에 미치는 영향을 고찰하여 보수적 조건을 제시하였다. 또한 위와같이 결정된 보수적 조건을 근거로 ASME 코드에 명시된 과압 한계치에 대한 만족여부와 과도압력상태에 따른 주열수송계통의 열수력학적 거동을 고찰하여 보았다. 해석결과, 강제순환상실사고시 주열수송계통은 R-77 요구조건에 적합한 원자로트립변수에 따라 안정화되었으며, 계통의 최대압력은 ASME 코드가 규정한 한계치내에 있음을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.571-581
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• 1995

The generation, verification and validation of Emergency Procedures for Nuclear Power Plant is a difficult and complex process. Atomic Energy Control Board(AECB) requires that emergency procedure and plan be produced before obtaining the Operating License, that is, detailed plans and procedures to handle emergency situations for both on-site actions and off-site actions be developed. In this report Emergency Operating Procedures Standard for Canadian Nuclear Utilities which makes reference to U. S. practices and the current direction of emergency procedures for CAN-DU reactors are reviewed and compared based on scope(events covered), methodology (event-oriented or symptom-oriented or hybrid) and format(method of presentation) preponderantly, and an attempt is made to integrate these procedures and as a result the recommended strategy for Wolsong unit 2, 3, & 4 is presented as event-specific procedures, generic procedures(when event is not diagnosed) and whose format is combination of logic diagram and text.

• Journal of Internet of Things and Convergence
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• v.6 no.1
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• pp.73-81
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• 2020

The internet of things (IoT) using cloud computing is applied to nuclear industry in which the nuclear power plant (NPP) accident is analyzed for the safety assessment. The Fukushima NPP accident is modeled for the accident simulations where the earthquake induced plant failure accident is used for analyzing the cloud computing technology. The fast and reasonable treatment in the natural disaster was needed in the case of the Fukushima. The real time safety assessment (RTSA) and the Monte-Carlo real time assessment (MCRTA) are constructed. This cloud computing could give the practicable method to prepare for the future similar accident.

• Proceedings of the ESK Conference
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• 1997.10a
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• pp.295-302
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• 1997

본 논문은 원자력발전소 사고관리 방안의 평가를 위하여인간 신뢰도 분석(Human Reliability Analysis: HRA)을 수행하고, 그 문제점을 보완하기 위하여 가능한 오류에 대한 정성적인 인적오류 분석(Human Error Analysis: HEA)과정을 추가하였다. 인적오류 분석의 기본 체계(framework)를 기법들을 검토하여 사고관리 방안 평가에서 인적오류의 가능성을 분석하는 절차와 대표적인 사례에 대한 분석 결과을 예시하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2003.10a
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• pp.86-91
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• 2003

원자력발전소의 설계는 다중방호의 개념에 의해 이루어져, 그 구조가 복잡하고 운전 형태도 다양하며, 이에 따라 사고의 전개 과정도 다양하게 나타난다. 이로 인해 원자력발전소의 운전원들은 발전소의 유동적인 상황에 대처할 수 있는 고도의 능력이 요구된다. 특히 주제어실 운전원들은 발전소의 기동 및 전출력 운전, 정지, 그리고 비정상 및 비상 상황 시의 적절한 대처에 대한 책임을 지고 있다. 발전소의 사고 분석 결과에 의하면, 사고에 대한 운전원의 대응이 사고의 전개에 직접적인 영향을 미치게 되며, 결과 적으로 사고에 대한 운전원들의 적절한 대응 능력은 발전소의 안전성에 중요한 부분임이 밝혀졌다.(중략)

• Review of KIISC
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• v.30 no.2
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• pp.59-63
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• 2020

국내 원자력발전소는 1978년 웨스팅하우스 노형의 고리1호기부터 2019년 APR-1400 노형의 신고리3호기 준공까지 많은 기술의 발전을 이룩하였다. 과거와 비교하여 현재의 원자력발전소는 단순히 발전용량만 증가한 것이 아니라, 안전에 대한 요구가 반영되어 발전하였다. 첫째, 미국 TMI 사고, 우크라이나 체르노빌 사고, 일본 후쿠시마 사고를 겪으며 자연재해, 인적실수 등에 관한 강화된 대책이 적용되었다. 둘째 미국 Browns Ferry 원전 정지, Hatch 원전 정지, 이란 핵시설 스턱스넷 공격 등을 겪으며, 사이버위협에 대응하기 위한 사이버보안 규제요건이 원자력발전소에 적용되었다. 그러나 사이버보안 규제요건과 원자력발전소 설계요건이 상충하는 부분이 일부 존재한다. 본 논문에서는 원자력발전소 사이버보안 규제요건과 상충하는 설계요건(Code&Standard)을 분석하여, 사이버 보안관점에서 요구되는 보안 조치사항을 도출하였다.

• Journal of the Korean Society of Safety
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• v.3 no.1
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• pp.47-54
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• 1988

소련의 체르노빌 원자력 발전소에서 1986년 4월26일 발생된 전리방 사선누설 사고는 원자력 개발사상 미증유의 것이었다. 이 사고로 많은 사상자를 냈을뿐 아니라 향후 수 10년간 계속해서 막대한 인명피해가 일어날 것이라고 예견한 소련의 미생물학자가 있는가 하면, 서독의 한 과학자는 서독에서만도 4천명에서 2만3천명의 암환자가 새로 발생하고 9만명의 유전장해자가 생길 것으로 염려하고 있을 정도로 그영향은 지구 북반구 전체에 미치게될 것으로 예상되고 있다. 체르노빌 발전소는 소련 우크라이나 공화국의 키에프시 북동쪽 130km에 위치하고 있으며 그 주변 30km안에 약13만명의 주민이 살고 있었다.