• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.317-325
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• 2020

한국원자력환경공단은 처분시설 내 1단계 인수·저장구역의 인수검사 공간 및 드럼 취급 공간 부족에 대한 문제를 해결하기 위하여 방폐물검사건물을 건설하여 저장·처리능력을 확충할 예정이다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 방폐물검사건물 내 저장구역에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기를 대상으로 작업종사자의 피폭선량을 평가하였다. 평가결과, 시설 내 저장 가능한 최대 용기 개수(304개)와 방사선작업에 대한 연간 예상 작업시간(약 306시간)에 대하여 연간 집단선량은 총 84.8 man-mSv로 계산되었다. 시설 내 총 304개의 신형처분용기(소형/중형 타입)가 저장 완료된 시점에서 인수검사, 처분검사를 위한 작업종사자의 투입인력은 총 25명, 작업종사자 당 예상피폭선량은 연평균 3.39 mSv로 산출되었다. 소형용기 취급 시 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 방사선적 안전성 확보를 위해서는 콘크리트 라이너의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가되었다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체폐기물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자의 최적의 방사선작업조건을 도출할 수 있을 것으로 사료된다.

• 화약ㆍ발파
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• 제22권1호
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• pp.33-43
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• 2004

본 연구에서는 철근콘크리트(reinforced connote) 구조물에 대해 발파해체 축소모형실험을 수행하고 이를 전산실험결과와 비교하였다. 적용된 발파해체 공법은 파괴거동을 비교적 쉽게 확인할 수 있는 점진붕괴공법이며, 차원해석(Hobbs(1969))을 실시하여 축소모형실험에 적용될 강도특성을 계산하였다. 이에 따라 석고, 모래, 물의 혼합하여 콘크리트를 대용할 재료로 사용하였으며, 연성을 지니며 축소강도가 철근과 유사한 땜용 납선을 철근 대용 재료로 사용하였다. 이 때 모래와 석고의 중량 비를 다양하게 변화시키면서 이에 따른 강도의 변화를 측정하고 최적의 강도 값을 갖는 배합 비를 결정하여 사용하였다. 모형의 제작은 실내에서 미리 양생된 부재들을 현장으로 옮겨 연결부만을 타설하여 일체화시키는 방법으로 구조물을 축조하였다. 축소모형실험을 전산실험결과와 비교하기 위하여 요소의 파괴거동을 육안으로 확인할 수 있는 개별요소법에 의해 수행되는 상용코드인 PFC2D(Particle Flow Code 2-Dimension)를 사용하여 전산해석을 수행하였다. 먼저 3차원 무근 콘크리트 라멘 구조의 모형을 설계하고 그 축소모형을 발파해체하여 거동을 촬영하였다. 이를 전산실험결과와 비교하여 2차원 해석의 한계는 존재하나 대체로 유사한 형태의 거동을 보임을 알 수 있었다. 그리고, 무근 콘크리트 라멘 구조 해석의 경험과 철근콘크리트 보의 실내 굴곡실험결과를 근거로 하여 철근콘크리트 구조모형의 발파해체 사전해석을 실시하였다. 그 결과, 2차원 해석이라는 한계에도 불구하고 900ms 까지는 거의 유사한 거동을 보이며 붕괴됨을 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.99-100
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• 2004

AMBIDEXTER-NEC의 천이노심은 $^{Nat}Th$과 $^{Nat}U$의 주입만으로 전 출력의 Break-even 노심에 도달하기위한 중간 단계이다. 선행연구에서 수행한 전 출력노심인 평형노심의 핵종수밀도에 도달하기 위해서 평형노심에서의 기저물질, 잠재핵분열성물질, 핵분열물질의 수밀도를 각 SEU-기반, Pu-기반, ADS-기반에서 그대로 유지하여 초기노심을 구성하였다. 또 각 시나리오에 대해 최대첨두출력과 원자로의 안전성을 고려해 Excess Reactivity를 5mk 내에서 초기노심을 결정하였다. 각 노심은 주 핵분열성물질 $^{235}U$, $^{239}Pu$ 및 $^{233}U$의 핵반응단면적 특성에 따라 평균 전환율이 각각 0.95, 0.83 및 1 .21 로서 핵연료물질의 적절한 선택만으로도 전환로, 연소로 및 증식로로 설계할 수 있음을 보여준다. 이러한 $Th/^{233}U$, U/Pu 핵연료주기를 사용하는 AMBIDEXTER-NEC 용융염핵연료 원자로의 초기노심에서 시작한 천이노심은 평형노심에장전할 충분한 $^{233}U$ 양을 확보해야 하므로 천이노심의 목표는 평형노심 $^{233}U$의 요구량에 최소한의 기간에 가장 적은 외부주입을 통해 도달하는 것이다. 천이노심에서 임계가 유지되는 AMBIDEXTER-NEC 원자로시스템의 3군 핵종변환 코드인 HELIOS-SQUID-AMBIBURN 체제를 개발하였고 그림 1.에 나타내었다. 이 알고리즘은 각 초기노심 중원소의 미시단면적, 중원소를 제외한 원소들의 거시단면적, 임계도를 만족하는 중성자속 및 외부주입율을 계산하여 SQUID 및 AMBIBURN 입력자료를 제공한다. 또한 일정시간 중원소의 핵종농도, 외부주입율과 중성자속이 일정하다는 가정 하 에 반복수행 하고 SEU-기반과 Pu-기반의 경우에는 각각 핵변환을 거쳐 재순환되는 $^{233}U$ 및 $^{239}Pu$의 양을 바로 주입하는 최대재순환 경우와 평형노심 요구 장전량에 이를 때까지 시설 내 저장하는 최소재순환 경우로 상황을 모사하였다. 그림 2 는 각 시나리오별 초기노심에서부터 200FPD까지 단위 용융염 체적당 $^{233}U$의 수밀도 시간변화를 나타낸 것이다. 그림을 보면 50일 이후부터는 수밀도의 변화가 일정한 기울기를 보이고 있고 재처리공정에서 $^{233}Pa$를 분리하는 최소재순환의 경우에는 최대재순환보다 2-3%정도에 지나지않아 그림에서 나타내지않았다. SEU-기반 및 Pu-기반에서 $^{233}U$의 증가율이 각각 2.54E+13, 2.81E+13 #/cc/d 로 Pu 기반이 조금 더 큰 증가율을 나타내고 있지만 평형노심 농도 1.04E+20 #/cc/d 에 도달하기 위해서는 두 경우 모두 매우 긴 시간이 걸릴 것을 예상할 수 있다. 요컨대 250MWth AMBIDEXTER-NEC가 평형노심을 이루기 위해 필요로 하는 $^{233}U$을 생산하는데 제안한 SEU-기반, Pu-기반 시나리오는 천이노심주기기간이 전형적인 원자로 수명 3-40년 보다 매우 큰 것으로 나타났다. 따라서 장전될 $^{233}U$의 확보를 위한 최적옵션은 초기노심부터 ADS와 같은 외부생산시설로부터 전량을 공급 받아 운전하는 것이라 판단된다.

• 전자공학회논문지
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• 제53권4호
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• pp.37-47
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• 2016

광폭입력함수 전용 멀티플렉서가 슬라이스 구조에 포함되는 상용 FPGA의 현실적 제약 조건을 학계의 대표적 논리 표현 방식인 AIG (And-Inverter Graph)를 근간으로 개발된 FPGA 매핑 알고리즘에 적용하였다. AIG를 LUT (Look-Up Table)으로 매핑할 때 중간 구조로서 컷을 열거하는 데 이들 중에서 멀티플렉서를 인식해 낸 후 이들이 매핑될 때 지연 시간 및 면적을 복잡도 증가 없이 계산하도록 하였다. 이 때 트리 형성 전제 조건인 대칭성과 단수 제약 요건도 검사하도록 하였다. 또한, 멀티플렉서 트리의 루트 위치를 RTL 코드에서 찾아내고 이를 보조 출력 형태로 AIG에 추가하도록 하였다. 이 위치에서 섀넌확장을 통해 멀티플렉서 트리 구조를 의도적으로 합성한 후 최적 AIG에 겹치도록 하는 접근 방법을 최초로 제안하였다. 이때 무손실 합성을 가능하게 하는 FRAIG 방식이 응용되었다. 두 가지 프로세서에 대해 제안된 접근 방법과 기법들을 적용하여 약 13~30%의 면적 감소 및 최대 32%까지의 지연 시간 단축을 달성하였다. AIG 트리에 특정 구조를 의도적으로 주입시키는 접근 방법은 향후 캐리 체인 등에 확장 적용하는 연구가 진행될 것이다.

• 터널과지하공간
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• 제14권1호
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• pp.54-68
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• 2004

본 연구에서는 경제성장기에 고층 구조물 시공에서 널리 사용된 철근콘크리트(RC, Reinforced Concrete) 구조물을 대상으로 발파해체 축소모형실험을 수행하고 전산실험결과와 이를 비교하였다. 발파해체 공법으로는 파괴거동을 비교적 쉽게 확인할 수 있는 점진붕괴공법을 적용하였으며, 축소모형실험은Hobbs(1969)에 의한 축소율의 개념에 따라 차원해석을 실시하여 축소된 강도특성을 계산하였다. 사용재료로는 석고, 모래, 물의 혼합액을 콘크리트 대용으로 사용하였다. 모래와 석고의 중량 비를 다양하게 변화시키면서 이에 따른 강도의 변화를 측정하고 최적의 강도 값을 갖는 배합 비를 결정하였다. 또한 연성을 가지고 있으며 축소강도로 비교할 때 철근과 유사한 특성을 지니는 땜용 납선을 철근대용 재료로 사용하였다. 수치해석 프로그램으로는 요소의 파괴거동을 육안으로 확인할 수 있는 개별 요소법(DEM Distinct Element Method)에 의해 수행되는 상용코드인 PFC2D(Particle Flow Code 2-Dimension)을 사용하였다. 모형의 제작은 실내에서 미리 양생된 부재들을 현장으로 옮겨 연결부만을 타설하여 일체화시키는 방법으로 이루어졌다. 먼저 3차원 무근 콘크리트 라멘 구조의 모형을 설계하고 그 축소 모형을 발파해체하여 그 거동을 촬영하였다. 이를 수치적인 해석과 비교하는 과정을 통해 2차원 해석이라는 한계성은 존재하지만 대체로 유사한 형태의 거동을 보임을 알 수 있었다. 사전해석의 경험과 RC 보의 실내 굴곡 실험결과를 근거로 하여 RC 구조모형의 발파해체 사전해석을 실시하였다. 시차는 200㎳로 하여 점진적으로 붕괴되도록 설계하였다. 모형실험과는 달리 2차원 해석이라는 한계에도 불구하고 900㎳까지 매우 유사한 거동을 보이며 붕괴되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권1호
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• pp.7-17
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• 2014

용융염 전해정련공정은 사용후핵연료로부터 전기화학적인 방법을 통해 음극에서 우라늄을 회수 하는 공정이다. 이 때 우라늄은 약 30wt%의 염을 포함하고 있어 순수한 우라늄을 얻기 위해서는 염을 제거하는 Cathode Process (CP)가 필수적이다. CP는 대량의 우라늄을 처리해야 하므로 파이로공정의 난관중의 하나로 인식되고 있으며, 우라늄의 순도가 최종적으로 결정되는 단계이므로 매우 중요한 공정이다. 현재, 이에 대한 연구는 주로 실험적 방법에 근거 하고 있어 염 제거 공정 중 온도, 압력, 염 가스의 거동을 관찰하기 어렵다. 따라서 본 연구에서는, 공정의 운전 조건에 대해 적합한 수학적 모델을 이용하여 전산모사 해석을 진행하였다. 본 연구는 증류부에서 염 가스의 증류 량, 확산계수에 의해 계산된 장치 내 염 가스의 이동 그리고 응축부에서의 응결속도를 중점적으로 연구하였다. 장치내의 각각의 염 가스 거동을 정의하기 위해 Hertz-Langmuir 관계식, Chapman-Enskog Theory, ANSYS-CFX의 상용 코드를 사용하였다. 그리고 HSC Chemistry에서 염의 물성 값을 이용하여 모델을 구성하였다. 본 연구의 전산모사 해석을 통해 얻은 연구 결과를 이용하여 염 가스의 거동과 장치의 최적 운전조건을 예측하였다. 따라서 본 해석 결과는 CP의 물리적 현상을 깊게 이해하는데 쓰일 뿐 아니라, 공학규모의 CP 장치를 상용규모로 확장하는데 이용 할 수 있다.

• 자원환경지질
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• 제49권4호
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• pp.301-314
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• 2016

국내에서 발생한 폐밀봉선원은 현재 한국원자력환경공단 폐기시설에 임시 보관 중에 있으며 향후 중 저준위 방사성 폐기물 처분시설에 처분될 예정이다. 본 연구에서는 폐밀봉선원의 최적 처분방안 수립에 앞서 폐밀봉선원 처분시 폐쇄후 예비안전성평가를 수행하였다. 폐밀봉선원이 표층처분시설 또는 동굴처분시설에 처분되는 것으로 가정하였으며, GoldSim 전산코드를 사용하여 결정집단의 개인 피폭선량을 계산하였다. 평가결과 정상 시나리오시 최대 피폭선량은 두 가지 처분방식에 대해 약 $1{\times}10^{-7}mSv/yr$으로 나타났으며 이는 규제치인 0.1 mSv/yr에 대비하여 장기적으로 충분한 안전성을 확보할 수 있는 것으로 판단된다. 우물시나리오 시 최대 피폭선량은 표층처분시설에서 규제치인 1 mSv/yr를 초과하였으며 이는 $^{226}Ra$, $^{210}Pb$($^{226}Ra$의 딸핵종) 및 $^{237}Np$($^{241}Am$의 딸핵종)에 기인한 것으로 확인되었다. 동굴처분시설의 경우, 모든 핵종의 최대 피폭선량이 법적 규제치를 만족하나 $^{14}C$ 및 $^{237}Np$($^{241}Am$의 딸핵종)에 의한 피폭선량이 규제치 대비 10%를 초과하는 상대적으로 높은 값을 나타내는 것으로 확인되었다. 처분시설 폐쇄후 주민의 피폭선량은 반드시 법적 규제치 이하로 유지되어야 하므로 규제치를 초과 또는 이에 근접한 피폭선량을 유발하는 핵종인 $^{14}C$, $^{226}Ra$ 및 $^{241}Am$를 각 처분방식에서 제한할 필요가 있으며 안전한 영구 처분을 위한 처분전 관리가 요구된다.