• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.37 no.3
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• pp.129-137
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• 2012

In the 2007 recommendation, the ICRP evolves from the previous process-based system of practices and intervention to the system based on the characteristics of radiation exposure situation. In addition, ICRP recommends the application of source-related dose constraints under the planned exposure situation as a tool for the optimization of protection to workers and the member of public. In this study, the analysis of radioactive effluents from Korean nuclear power plants and the public dose assessment were conducted in reference with the use of dose constraints. Finally, the measure to implement the dose constraints for the member of public was suggested taking into account multi-unit reactors operating at a single site in Korea.

• The Journal of Engineering Geology
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• v.21 no.1
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• pp.87-95
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• 2011

To provide regulatory standards and technical guides that are likely to be required for the Fault Monitoring System (FMS), soon to be installed and operated at the Shin-Wolsong NPP #1, 2 site, technical trend analysis was performed for currently operating geodetic and/or earthquake monitoring systems and activities worldwide, resulting in the identification of several items of concern regarding the design, installation, and operation of FMS at Korean sites. The items are as follows: 1) characterization of site-specific properties (including local noise), 2) selection of measuring instruments/design of appropriate sensitivity for the tectonic behavior of the target, 3) data/electricity backup system, 4) cross-checking and/or cross-referencing system to enhance data quality and credibility, 5) transparent data operation and open-to-the-public policy, and 6) long-term operation in a stable environment.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2018.05a
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• pp.16-16
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• 2018

최근 국가시설물에서는 집중호우 등으로 인한 대상 부지 내의 홍수 발생 시 주요시설물에 기능 마비가 발생할 수 있고, 궁극적으로는 대규모 사고로 이어질 수 있기 때문에 외부침수에 대비할 수 있는 위험도 분석이 필요하다. 대상 부지에서의 외부침수의 원인으로서는 LIP(Local Intensive Precipitation)에 의한 홍수 발생조건, 인근에 댐, 제방 등이 위치한 경우 이들 시설물의 붕괴에 따른 홍수류의 원전 유입, 지진해일/폭풍해일에 의한 바다로부터의 홍수 유입 등이 대표적인 예이다. 따라서 대상 부지 및 그 SOC시설물의 안전도를 높은 수준에서 관리하기 위해서는 극한홍수가 유입될 때 침수심, 침수유속, 침수시간, 침수강도 등의 재해도를 분석하여야하고, 이들 SOC시설물의 취약도 평가를 실시하고 재해도와 취약도를 결합한 연계분석을 통하여 위험도를 재평가하여야 한다. 본 연구에서는 기후변화 시나리오에 대해서 LIP(극한강우) 조건을 빈도별 분석하였고, 기후변화에 의한 가능최대강우량(PMP)의 재포락을 실시하고, 이를 확률강우조건과 비교 검토하였다. 대상부지에서의 RCP4.5와 RCP8.5 조건하에서 발생빈도-지속시간-극한강우량과의 상관도를 제시하였다. 지형분석의 고도화 및 수문분석을 통한 LIP를 이용한 극한 홍수량의 산정을 실시하였고, 수리분석에 의한 극한홍수조건의 침수해석을 실시하였다. 침수해석을 통한 수리변량(침수심, 침수강도, 침수지속시간 등)을 산정하였고, 침수해석결과에 주요지점별 발생빈도-지속시간-침수위의 관계를 재해도로 제시하였다. 본 연구 결과 집중호우 조건하에서 국가 주요시설물에서의 침수심, 침수강도 등에 대한 새로운 재해도 곡선을 산정함으로써 중요한 SOC시설물의 내수 설계, 홍수 방지기능 설계, 홍수 방지 대책 및 절차의 고도화 및 홍수 저감 기능 평가에 기준이 될 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2019.05a
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• pp.52-52
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• 2019

최근 국가시설물에서는 2000년대 이후 집중호우 등으로 인한 대상 부지 내의 홍수 발생 시 주요시설물에 기능 마비가 발생할 수 있고, 궁극적으로는 대규모 사고로 이어질 수 있기 때문에 외부침수에 대비할 수 있는 위험도 분석이 필요하다. 대상 부지에서의 외부침수의 원인으로서는 LIP(Local Intensive Precipitation)에 의한 홍수 발생조건, 인근에 댐, 제방 등이 위치한 경우 이들 시설물의 붕괴에 따른 홍수류의 원전 유입, 지진해일/폭풍해일에 의한 바다로부터의 홍수 유입 등이 대표적인 예이다. 따라서 대상 부지 및 그 SOC시설물의 안전도를 높은 수준에서 관리하기 위해서는 극한홍수가 유입될 때 침수심, 침수유속, 침수시간, 침수강도 등의 재해도를 분석하여야하고, 이들 SOC시설물의 취약도 평가를 실시하고 재해도와 취약도를 결합한 연계분석을 통하여 위험도를 재평가하여야 한다. 본 연구에서는 기존 기후변화를 고려한 외부침수 위험도 분석 결과를 바탕으로 대상 부지 내의 내부침수 위험도 분석을 실시하였다. 위험도 분석을 실시하기 위해 현장답사를 통해 물이 외부에서 내부로 유입 가능한 침수패스 경로를 파악하고, 출입문 위치와 창문의 높이, 출입문의 틈간격 및 높이를 파악하였다. 현장답사를 토대로 침수구역을 선정하였다. 침수구역 선정시 대침수구역과 소침수구역 중요기기들이 위치한 구역을 바탕으로 선정하였고, 이를 바탕으로 2차원 침수 해석을 실시하여 각 구역별로 시간대별 침수가능 높이를 산정하였다. 또한 각 구역별 중요기기의 임계높이를 산정하고, 이를 분석된 최대 침수심과 비교하여 각 구역별 침수에 취약한 구역을 산정하였다. 본 연구결과의 바탕으로 사회기반 시설에 대한 보호 및 홍수피해 예방으로 인한 사회비용 절감이 가능하고, 주요시설물의 SSC별 방재대책을 수립하고, 단계별 저감대책을 제시하여 위험도 경감을 위한 대비책을 마련이 가능할 것 이라고 판단된다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2005.11a
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• pp.321-331
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• 2005

Recently. three-dimensional models have been used for aquatic dispersion of radioactive effluents in relation to nuclear power plant siting based on the Notice No. 2003-12 'Guideline for investigating and assessing hydrological and aquatic characteristics of nuclear facility site' of the Ministry of Science and Technology (MOST) in Korea. Several nuclear power plants have been under construction or planed. which are Shin-Korl Unit 1 and 2, Shin-Wolsong Unit 1 and 2, and Shln-Ulchin Unit 1 and 2. For assessing the aquatic dispersion of radionuclides released from the above nuclear power plants, it is necessary to know the coastal currents around sites which are affected by circulation of East Sea. In this study, a three dimensional hydrodynamic model for the circulation of the East Sea of Korea has been developed as the first Phase, which Is based on the RIAMOM. The model uses the primitive equation with hydrostatic approximation, and uses Arakawa-B grid system horizontally and Z-coordinate vertically. Model domain is $126.5^{\circ}E\;to\;142.5^{\circ}E$ of east longitude and $33^{\circ}N\;and\;52^{\circ}N$ of the north latitude. The space of the horizontal grid was $1/12^{\circ}$ to longitude and latitude direction and vortical level was divided to 20. This model uses Generalized Arakawa Scheme. Slant Advection, and Mode-Splitting Method. The input data were from JODC, KNFRDI, and ECMWF. The model ing results are in fairly good agreement with schematic patterns of the surface circulation in the East Sea The local current model and aquatic dispersion model of the coastal region will be developed as the second phase. The oceanic dispersion experiments will be also tarried out by using ARGO Drifter around a nuclear pelter plant site.

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.14 no.7
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• pp.857-862
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• 2020

In March 2011, a tsunami off Japan caused radioactive material that had seeped into the sea from the Fukushima nuclear accident to flow to the Pacific Ocean, causing pollution to sea life. For a comparative evaluation with the area surrounding the site of a nuclear power plant by the release of radioactive materials, an area 20 to 30 km away from the emergency protection plan area was selected as a comparative point considering weather conditions, population distribution, etc. In addition, the government intends to analyze the minimum detection radiation received by residents around the nuclear power plant and evaluate the effective dose. Analysis of tritium radiation from water samples showed that most of the samples were not detected and that 0.0014 % to 0.777 % of the annual legal standard of 1 mSv for the general public had little effect on the human body. Therefore, the measurement and analysis of water samples around the nuclear power plant site is expected to help relieve anxiety, such as exposure to the general public and neighboring residents due to radiation release.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.21 no.4
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• pp.313-327
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• 1996

As an at-reactor(AR) storage method o( spent fuel, there are horizontal concrete module type, metal storage cask type, concrete storage cask type, dual purpose (transportation and storage) cask type and multi-purpose (transportation, storage and disposal) cask type. All other types except multi-purpose one have been already used for AR dry storage of spent fuels after obtaining operation license in various foreign countries. Also the development of multi-purpose type has been continued for operation license. In America, Japan, Germany, Canada, Spain, Switzerland, and Czech Republic, etc., AR dry storage facilities are under operation or on propulsion, and spent fuels are transported to interim storage facility or reprocessing plant after dry storage at reactor temporarily. At Wolsung site, in case of Korea, concrete silo type has already been introduced, and it is believed to be inevitable to store spent fuels at reactor temporarily, considering the reality that storage capacity of spent fuel is approaching to the limit in some nuclear power plants. In this report, the system characteristics, design requirements, technical standards and status of AR storage system, which is suitable for domestic site such as Kori, have been studied. In most cases, the licensed period of storage cask is limited up to 20 years and the integrity of material and maintenance of leaktightness are required during the whole service life.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.28 no.2
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• pp.206-215
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• 1996

원자로냉각재계통 기기 설계를 위한 구조해석 분야는 크게 세가지로 구분할 수 있는데, 첫번째는 원자로 냉각재계통내의 유체의 온도, 압력, 원자로냉각재계통 기기 및 유체의 자중 등을 고려하여 정적해석이 주가되는 정상운전해석, 두번째는 원자력 발전소 수명내에 부지에 발생 가능한 지진을 고려하는 내진설계를 위한 지진해석, 세번째는 원자력발전소를 다른 플랜트보다 한층 안전하게 설계할 수 있도록 원자력 발전소내의 모든 고에너지배관의 파단을 가상하는 가상배관파단해석으로 구분할 수 있다. 1986년 이전까지의 가압경수로발전소의 가상배관파단은 원자로냉각재주배관의 파단을 가상하여 동적구조해석을 수행하므로써, 극히 보수적인 결과를 얻었다. 그러나, 파괴역학의 발전은 파단전누설기법을 정립하였으며, 이에 따라 1987년 미국의 10 CFR Part 50 Appendix A GDC 4에서는 원자력발전소 내의 모든 고에너지배관에 파단전누설기법 적용을 허용하므로써, 이들 배관의 가상배관파단을 배제할 수 있도록 하였다. 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 참조발전소인 영광원자력 3, 4호기는 개정된 GDC 4를 적용한 최초의 가압경수로발전소로서, 원자로냉각재주배관과 12인치 이상의 일차측 분기관들의 가상배관파단을 배제하였다. 본 보고서에서는 영광원자력 3, 4호기의 참조발전소인 미국 Palo Verde발전소와 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 가상배관파단에 의한 원자로냉각재계통의 동적구조해석 결과를 서로 비교, 분석하므로써 개정된 GDC 4의 영향을 평가함은 물론 향후 분기관 가상배관파단해석의 방향을 모색하는데 있다.

• Korean Architects
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• no.9 s.329
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• pp.112-115
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• 1996

강원전문대학신축설계경기의 당선작이 지난 6월21일 발표되었다. 총 9개의 작품이 응모한 이번 설계경기에서는 주.엄앤드이건축사 사무소(이각표)와 주.종합건축사사무소 산(한광호)의 공동안이 당선작으로 선정되었으며 주.건축사사무소 원.시공.형제(정상원)와, 주,건축사종합건축사사무소(공순구)의 안이 각각 우수작으로 선정되었다. 이 설계경기는 강릉시 주문진의 주문진소속고등학교 4만 8천여평 부지의 기존교사동, 실습동 증축과 대학본관, 도서관 등을 비롯 부대시설을 건립하는 것으로, 한국교육개발원의 '강원전문대설립방안 및 중.장기발전계획연구'에 의거 전문대학의 설립이념 및 목적, 설치학과 및 학생정원, 시설확충계획의 반영, 옥외시설 오픈스페이스 등을 충분히 고려하여야하는 것을 기본 설계방향으로 잡았다. 이번 심사는 한봉기(기획관), 이중근(건설교통국장)과 강원대, 관동대, 삼척산업대, 춘천교육대의 건축 및 조경학과 교수 등 총 10명이 맡았다. 당선된 주.엄앤드이건축사사무소와, 주.종합건축사사무소 산의 공동안은 적절한 조닝캠퍼스 내외의 접근성양호와 보차분리와 토지이용계획의 우수 등 여러 부분에서 심사위원들의 높은 점수를 받았다.

• Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea
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• v.7 no.4
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• pp.23-30
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• 2003

The result of recent seismic hazard analysis indicates that the ground motion response spectra for Korean nuclear power plant site have relatively large frequency acceleration contents. In the ordinary seismic fragility analysis of nuclear power plant structures and equipments, the safety margin of design ground response spectrum is directly used as a response spectrum shape factor. The effects of input response spectrum shape on the floor response spectrum were investigated by performing the direct generation of floor response spectrum from the ground response spectrum. The safety margin included in the design ground response spectrum should be considered as a floor response spectrum shape factor for the seismic fragility analysis of the equipments located in a building.