• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1997.10a
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• pp.38-43
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• 1997

중수형 원전과 경수형 원전의 핵연료 교체방식, 핵연료 특성, 원전에 설치된 사찰장비 등의 안전조치 특성 관점에서 비교 분석되었는 바, 이는 중수형과 경수형 원전에 투입되는 사찰량의 차이가 10배 이상 투입되는 근본적인 원인으로 파악되었다. 특히 사찰량의 비교를 위하여 사찰시 수행되는 단위활동별로 소요시간을 측정하여 향후 국가 계량관리 검사 수행시 사찰량을 절감할 수 있는 요소들을 정확히 파악하여 사찰량 절감방안을 도출하는데 기여할 것으로 기대된다. 또한 우리나라가 보유하고 있는 원자력발전소 유형인 중수형과 경수형 원전에 대한 안전조치 측면에서의 특성을 상호 비교함으로써 안전조치 접근방법에 정확한 이해와 국가 계량관리 검사절차서의 개선에 기여할 것으로 기대된다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2011.11a
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• pp.330-331
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• 2011

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2002.11a
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• pp.117-122
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• 2002

중수형 원전은 국내 가압 경수로의 보완 원자로형으로 현재 4기가 운전되고 있다. 중수형 원전은 천연우라늄을 핵연료로 사용하기 때문에 연소도를 고려하여 운전 중 매일 핵연료를 교체하는 운전 특성을 갖고 있으며, 노심 내 출력분포 및 출력을 제어하기 위해 수위영역제어기의 수위가 계속 변하는 특성 또한 가지고 있다. 이 외에도 조절봉 등의 다양한 제어장치들이 출력제어를 위해 거동하게 된다.(중략)

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2002.07d
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• pp.2237-2239
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• 2002

원자력발전소 중 중수로 형 원전에서는 원자로 냉각재로 중수를 사용하고 있으며, 방사능 누출을 예방하기 위하여 폐회로 순환으로 냉각을 하게 된다. 운전 중 냉각재 량의 감소는 원자로 핵연료 냉각 율을 부족하게 하여 노심 안전성에 치명적인 결과를 초래할 수 있고, 열교환기 혹은 격납용기 대기 중으로 고방사화 중수가 누설될 경우에는 작업자의 피폭을 초래할 수 있다. 따라서 원전의 냉각재 량을 실시간, 온라인으로 감시하는 것은 원자로 냉각 안전성 뿐 만 아니라 작업자 보호측면에서 매우 중요하다. 현재, 국내뿐만 아니라 중수로 형 원전 설계국인 캐나다에서도 실시간 감시보다는 아직 수작업에 의해 오프라인 감시를 하고 있으며 정확도, 신 시간성 등에서 문제점들을 가지고 있다. 여기에서는 발전소 전체 중수 량 냉각재를 컴퓨터를 이용하여 실용적이고 신뢰도 높게 측정, 감시하는 방법론을 개발한 내용과 시스템에 대해 기술한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.323-324
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• 2004

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.29 no.3
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• pp.187-196
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• 2004

The health effects resulting from severe accidents of typical 1,000MWe KSNP(Korea Standard Nuclear Plant) PWR and typical 600MWe CANDU(CANada Deuterium Uranium) plants were estimated and compared. The population distribution of the site extending to 80km for both site were considered. The releaese fraction for various source term categories(STC) and core inventories were used in the estimation of the health effects risks by using the MACCS2(MELCOR Accident Consequence Code System2) code. Individuals are assumed to evacuate beyond 16km from the site. The health effects considered in this comparative study are early and cancer fatality risk, and the results are presented as CCDF(Complementary Cumulative Distribution Function) curves considering the occurrence probability of each STC's. According to the results, the early and cancer fatality risks of PHWR plants we lower than those of PWR plants. This is attributed the fact that the amount of radioactive mateials that released to the atmosphere resulting from the postulated severe accidents of PHWR plants are smaller than that of PWR plants. And, the dominating initiating event of STC that shows maximum early and cancer fatality risk is SGTR(Steam Generator Tube Rupture) for both plants. Therefore, the appropriated actions must be taken to reduce the occurrence probability and the amounts of radioactive materials released to the environment in order to protect the public for both PWR and PHWR plants.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.309.2-309
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.100-100
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• 2002

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.24 no.4
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• pp.449-455
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• 2011

Recently, international collaborative research which was organized at Bhabha Atomic Research Centre in India, was conducted to develop for pressure capacity and nonlinear behavior of PHWR 1/4 scale nuclear containment building between experimental test and numerical code. In this paper, a nonlinear finite element analysis was carried out in order to predict ultimate pressure capacity and nonlinear behavior of the 1/4 scale containment building. The 1/4 scale containment building is consisted of basemat, cylinder wall, dome and 4-buttress. For the finite element analysis, commercial program ABAQUS was used. Finite element models including concrete, rebar and tendon have been developed for assessment of ultimate pressure capacity and failure mode for nuclear containment building. From the analysis results, first crack of the concrete, the yielding of the rebar and ultimate capacity pressure occurred at $1.6P_d$(design pressure), $3.36P_d$ and $4.0P_d$, respectively.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.35 no.4
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• pp.172-177
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• 2010

The radioactive effluents from pressurized heavy water reactors (PHWRs) are relatively larger than those from pressurized water reactors (PWRs). Futhermore, radioactive effluents from PHWRs are released continuously. Thus, the discharge of radioactive effluents is strictly controlled. To do this, radiation detectors are installed at stacks of reactor buildings to monitor the concentration of radioactive effluents in real-time. Derived release limits (DRLs) of annual discharge are also set up for each radionuclide and effluents are rigidly controlled not to exceed those limits. In this paper, the discharge process of radioactive effluents, the standard for establishment of DRL and its methodology, and currents status for PHWRs were reviewed.