• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2014.11a
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• pp.118-119
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• 2014

원전 운전 중 2차계통 구성재료가 부식되어 철 산화물이 증기발생기 내부로 유입된다. 유입된 철산화물은 고온고압의 환경에서 침적되어 슬러지가 된다. 침적된 슬러지는 증기발생기 전열관 재료에 응력부식균열(SCC)을 일으키는 주원인으로 원전에서는 철 산화물의 유입을 최소화하기 위해 기동전 2차계통을 순환 세정하고 있다. 해외 원전에서는 고분자 아크릴산(Polyacrylic Acid)을 순환세정시 주입함으로써 2차계통 철 산화물 제거 효율을 높인 사례가 있었다. 이에 우리 원전에서도 기동전 순환세정시 고분자 아크릴산을 주입 적용하였다. 고분자 아크릴산 주입 전 필수적으로 이뤄져야할 연구는 고분자 아크릴산이 재료에 미치는 영향평가이다. 본 연구에서는 고분자 아크릴산 농도(1, 10, 100 ppm)에 따라 2차계통 구성재료인 SA106 Gr.B와 Alloy 690의 건전성에 미치는 영향를 수행하였다. 평가방법으로는 전기화학 분극실험, 시편을 침지시켜 실험 전, 후 무게 감량을 이용한 부식률 측정, 표면 상태분석등을 이용하여 종합적으로 평가하였다. 전기화학 분극실험과 부식률 측정결과, 고분자 아크릴산 농도가 높을수록 부식은 증가하였고 고분자 아크릴산 농도 100 ppm일 때 최대 부식률이 0.037 mils로 계산되었다. 이는 부식허용 기준치(5.8 mils)보다는 100배이상 낮았으며 표면분석 결과 고분자 아크릴산으로 인한 pitting 부식은 발생하지 않았다. 이와 같은 결과로 기동시 환경에서 고분자 아크릴산 농도 100 ppm까지는 재료 건전성에 미치는 영향은 거의 없는 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.697-702
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• 1996

원전 배관계통에 LBB를 적용하면 배관파단으로 인한 동적영향(dynamic effect)을 고려하지 않아도 되므로 각종 구조물의 설계가 단순해지고, 배관파단에 대비해 설치하였던 각종 지지구조물들을 제거할 수 있으므로 설계비용 절감 등 경제적 이점을 얻을 수 있다. 본 논문의 목적은 차세대원전 안전주입 및 정지냉각계통 배관에 대해 설계초기단계에서 LBB적용 여부를 판단할 수 있는 배관평가선도를 개발하는 것이다. 이를 위해 먼저 배관재료의 응력-변형률곡선을 사용하여 감지가능한 균열길이를 산출하였으며, 3차원 유한요소해석과 배관재료의 파괴저항곡선을 이용한 균열안정성평가를 수행하여 배관평가선도를 개발하였다. 본 연구에서 개발한 배관평가선도를 배관설계초기단계에 사용하면 LBB적용여부로 인한 설계변경과정이 불필요하므로 전체공기를 단축할 수 있으며, 특정한 배관계통이 아닌 일반 배관계통에 적용할 수 있으므로 LBB해석회수를 상당히 줄일 수 있다.

• Nuclear industry
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• v.35 no.9
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• pp.46-52
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• 2015

1975년 우라늄협회로 출발한 세계원자력협회(WNA)는 원자력을 평화적으로 이용하는 것을 적극 지원하고, 원자력 발전과 핵연료주기 전반에 걸친 원자력 산업 발전을 위하고자 설립한 세계적 민간 기구로, 우라늄 채광부터 변환, 농축, 핵연료 제조, 원자력발전 운영, 기자재(설비) 제작 및 사용후핵연료 처분에 이르기까지 원자력발전의 전 주기 산업을 촉진하고 관련 정보를 지원하고 있다. 2001년 지금의 명칭으로 변경한 WNA는 전 세계 원자력산업체와 원자력 관련 기관, 대학 등 175개 회원사를 두고 상호 협력과 전문 인력 교육 기반 강화, 국제화에 적극 나서고 있으며, 원자력산업 정보 제공과 교환을 위해 관련 보고서와 자료도 수시로 발행하고 있다. 2013년부터 WNA를 이끌고 있는 아그네타 라이징 사무총장은 지난 11월 영국 런던 소재 WNA를 방문한 <원자력신문>과의 인터뷰를 통해, 원전과 주변지역 주민의 갑상선암 발병에 대한 인과 관계에 대하여 "갑상선암 발병이 원전과 연관성 있다는 주장은 과학적 근거가 없다"고 단호히 말하고, "한국과 유사한 사례가 해외 원자력계(과학계)와 의학계에 보고된 적이 있냐"는 질문에 "해외에서 정상 운영되고 있는 원전 시설은 국제방사선방호위원회(ICRP)의 엄격한 기준(ICRP-60)이 적용하고 있으며, 방사선 방호와 관련된 연구보고서(논문)를 꾸준히 내고 있지만 원전 주변 주민에 대한 여러 역학 조사에서도 갑상선암이 증가했다는 사례는 보고된 바 없다"고 말했다. 또한 "실제로 일본 원폭 생존자 연구와 체르노빌 원전 주변 주민 연구에 의하면 20세 이상의 성인에서 방사선 노출에 의해 갑상선암이 증가한다는 증거는 없었다."면서 "체르노빌 사고와 후쿠시마 원전 사고 이후 방사선 누출로 인해 방사선이 갑상선암의 발생률을 증가시키는 것으로 알려졌지만 실제로 원전에서 발생하는 방사능은 갑상선암을 유발시킬 수 있는 양에 비해 아주 적다. 그럼에도 원전 시설에서 나오는 방사능 수치에 대해 제대로 밝히는 기관이 없기 때문에 원전 주변에 살아도 영향을 받는 것으로 오해할 수 있다."고 덧붙였다. 아그네타 라이징 사무총장은 스웨덴 출신의 방사선 방호 전문가로, 스웨덴 국영기업 Vattenfall AB 그룹에서 원자력 에너지 환경 분야 최고 전문가로 활동했으며, 스웨덴원자력학회, 유럽원자력학회, 세계여성원자력전문인회(WiN-Global) 회장 등을 역임했다. 인터뷰 전문을 게재한다.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2014.11a
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• pp.193-194
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• 2014

원전은 고온기능시험 이후 2차계통 내부를 상대습도 40%이하로 관리하여 계통 재질 부식을 최소화하고 있다. 일반적으로 발전소에서는 운전 정지 후 상대습도 40%이하로 낮추는데 15일정도 소요되지만, 발전소 계통 중 일부 곡관부위는 약 60일정도 소요된다. 본 연구는 일부 계통 재료가 상대습도 제한치(<40%) 이상의 환경에서 장기간(최대 60일) 노출시 재료 건전성에 미치는 영향 평가이다. 평가를 위해 시편의 실험 전, 후 무게변화를 이용한 부식률 측정과 표면분석을 위해 광학현미경을 이용하였다. 사용 시편의 재료는 SA516 Gr.70이며 표면상태를 인위적으로 산화피막을 생성 시킨 것(2개)과 산화피막이 없는 것(6개)으로 2종류로 제작하였다. 총 시험기간은 60일이고 시험기간 중 산화피막이 없는 시편은 7일, 21일, 60일에 시편을 2개씩 꺼내어 무게를 측정하여 부식률을 계산하였다. 실험결과, 산화피막이 없는 시편은 노출되는 시간에 따라 부식률이 각각 0.35(7일), 0.21(21일), 0.67(60일) mpy이었고 산화피막이 있는 시편은 0.06(60일) mpy였다. 산화표면 분석결과, 산화피막이 없는 시편은 노출되는 시간에 관계없이 물방울이 맺힌 부분에 pitting을 확인하였다. 하지만, 산화피막이 있는 시편은 pitting의 흔적은 없었다. 산화피막이 없는 시편의 경우 시간에 따라 부식률은 높아지지만 학계에서 통용되는 뛰어난 내부식성 재료의 부식률 기준인 < 1 mpy이하기 때문에 재료 건전성에 미치는 영향은 거의 없을 것으로 판단된다. 또한, 대부분 원전의 경우 고온기능시험 또는 운전기간 동안에 2차계통 구성 재료 표면에 산화막이 생성되었기 때문에 산화피막이 있는 시편의 결과로 판단하면 상대습도 40%이상에 60일 이상 노출되어도 부식은 거의 일어나지 않았을 것으로 사료된다. 실증실험결과를 가지고 종합적으로 평가하면 상대습도 40%이상 환경에서 곡관부위가 60일이상 노출되어도 재료 건전성에 미치는 영향은 거의 없을 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.233-238
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• 1997

위그너분포(Wigner Distribution)를 이용하여 진동신호를 분석하고, 신경회로망을 이용하여 온라인으로 진동발생에 따른 냉각재펌프의 이상상태를 진단하고자 하였다. 진동신호 분석을 위하여 현재 정상 가동중인 원전 냉각재펌프의 진동신호와 Rotor Kit으로부터 이상상태에 대한 모의신호를 추출하였다. 본 연구에서 진동신호 분석을 위하여 시간 및 주파수성분을 동시에 표현가능한 위그너분포 이론을 적용하므로써 기존의 시간 및 주파수성분을 별도로 표현하던 방법보다 신호분석이 용이함을 확인하였으며, 이 신호분석 결과를 바탕으로 역전파 신경회로망의 패턴인식 및 분류 특징을 이용한 진단결과는 실험데이타 량에 비추어 만족할 만한 인식률을 보였다.

• KSCE Journal of Civil and Environmental Engineering Research
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• v.39 no.3
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• pp.369-380
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• 2019

When a extreme loading such as blast is applied to prestressed concrete (PSC) structures and infrastructures for an instantaneous time, serious property damages and human casualties occur. However, a existing design procedure for PSC structures such as prestressed containment vessel (PCCV) and gas storage tank do not consider a protective design for extreme internal blast scenario. Particularly, an internal blast is much more dangerous than that of external blast. Therefore, verification of the internal blast loading is required. In this paper, the internal blast resistance capacity of PSC member is evaluated by performing internal blast tests on RC and bi-directional PSC scaled down specimens. The applied internal blast loads were 22.68, 27.22, and 31.75 kg (50, 60, and 70 lbs) ANFO explosive charge at 1,000 mm standoff distance. The data acquisitions include blast pressure, deflection, strain, crack patterns, and prestressing force. The test results showed that it is possible to predict the damage area to the structure when internal blast loading occurs in PCCV structures.

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• s.275
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• pp.49-54
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• 1999

우리 나라에 제3의 에너지 원자력발전소인 고리 1호기가 ''78년 4월 상업운전을 시작한 이래 우리의 원자력발전은 22년 동안 지속적인 건설과 효과적 운영으로 꾸준히 성장하여 청년기에 이르렀다. 고리 1호기 건설 당시에는 원전 건설 경험이 전무한 상태였고 국내 산업의 기반도 취약하여 어려움이 많았으나 그 동안 후속기 건설로 경험과 기술을 축적하여 현재는 기술자립도 95$\%$에 달하는 한국표준형 원전을 건설하는 단계에 이르렀다. 이와 더불어 원자력발전소 운영의 선진화를 위한 지속적인 노력과 경험을 바탕으로 ''91년 이래 국내 원자력발전소 이용률은 80$\%$이상을 유지하고 있으며 호기 당 고장 건수도 꾸준히 감소하여 고장 정지율도 호기 당 0.2건을 목표로 지속적인 노력을 하고 있다. 이처럼 원자력 발전소 운영에 절대적인 선진화를 앞당기며 21세기를 선도해 나가는 효율적인 운영을 추구하기 위하여 과거 21년간의 원자력 발전 현황에 대한 운전시간과 정지시간을 지수화하여 변화되는 추이를 살펴보고 이를 토대로 새로 건설되는 원자력 발전소의 발전운영 상태를 가늠할 수 있는 지표를 만들고자 한다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.491-496
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• 2003

In Korea, the dose limits to the public were reduced according to ICRP-60 recommendations. The secondary quantities, Effluent Concentration Limits (ECLs) were derived and enacted to Korean Atomic Laws based on ICRP-60 recommendations. The Korea atomic laws require assurance that radioactive materials within gaseous effluents do not exceed dose limits and ECLs. This simply means that any effluent that would possibly contain radioactivity must be monitored. There are various methods to monitor the radioactivity of effluent monitor to satisfy the dose limits and the ECLs for gaseous effluents. The many factors (safety margin) should be considered in determining of the setpoint of effluent monitor, following these limits. In this study, we studied the determination method of alarm setpoint for gaseous effluent Radiation Monitoring Systems using dose factors considered the main pathway of radionuclides to compare the preceding determination method of alarm setpoint for gaseous effluent RMSs using dose assessment program considered all the practicable pathways of radionuclides.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.14 no.3
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• pp.201-209
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• 2016

The object of this study was to evaluate the separation distance from a temporary storage facility satisfying the dose criteria. The calculation of ambient dose rates took into account cover soil thickness, facility size, and facility type by using MCNPX code. Shielding effects of cover soil were 68.9%, 96.9% and 99.7% at 10 cm, 30 cm and 50 cm respectively. The on-ground type of storage facility had the highest ambient dose rate, followed by the semi-ground type and the underground type. The ambient dose rate did not vary with facility size (except $5{\times}5{\times}2m\;size$) due to the self-shielding of decontamination waste in temporary storage. The separation distances without cover soil for a $50{\times}50{\times}2m\;size$ facility were evaluated as 14 m (minimum radioactivity concentration), 33 m (most probably radioactivity concentration), and 57 m (maximum radioactivity concentration) for on-ground storage type, 9 m, 24 m, and 45 m for semi-underground storage type, and 6 m, 16 m, and 31 m for underground storage type.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.3
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• pp.285-296
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• 1992

The conceptual design of the Plant Operations Regulator (POR) is presented for the pressurized water reactor plants. The POR is a digital supervisory limitation control system The POR assures that the plant does not exceed the operating limits by regulating the plant operations through monitoring the operating margins of the critical parameters. The POR is aimed at increasing the operating flexibility which allows the nuclear plant to meet the grid demand in very efficient manner. It responds to the grid demand without penalizing plant availability by limiting the load demand or by modifying the plant control schemes when the operating limits are approached or violated. The POR design concepts were tested using simulation responses of the 1000 MWe pressurized water reactors, Yonggwang Units 3 & 4. The simulation results illustrate that the POR can be used to improve operating flexibility.