• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.203-209
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• 2018

중성자 수송방정식으로 기술되는 중성자 거동을 중성자 확산방정식으로 계산하기 위해서는 수송경계조건에 대한 정확한 확산근사가 필요하다. 본 연구에서는 수송이론의 반사 및 진공경계조건에 대한 근사로 확산계산에서 광범위하게 사용되는 영중성자류, Marshak 및 Mark, 영중성자속, Albedo 조건 등에 대하여 수송이론의 확산근사 관점에서 유도 분석하여 각 조건의 수학적, 물리적 의미를 이해하고 서로의 상관관계를 보였다. 이러한 경계조건을 갖는 대상 문제를 서로 다른 확산경계조건을 사용하여 풀어 결과를 비교하였고 이들이 수송 경계조건을 비교적 정확히 기술함을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권1호
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• pp.20-29
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• 1991

본 연구에서는 2030년까지의 전력수요, 전력생산중 원자력발전의 비중, 기존 원전표준화 계획, 국내제작 능력을 반영하여 개량형 경수로와 중수로 (CANDU)에 대한 참조 시나리오를 도출하고 각 참조 시나리오와 핵연료주기 전략별 핵연류주기 비용, 원자력 발전 단가, 우라늄 소요량, 인력 소요량을 계산하였다. 참조 시나리오들에 대한 분석을 한 결과 우라늄 자원활용, 원전안전성, 인력활용 측면이 노형 전략수립의 주요 인자로 작용하며 발전단가는 전략별로 큰 차이가 없는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권3호
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• pp.285-299
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• 2006

2005년말 현재, 전세계 32개국에서 443기의 원자력발전소가 운영되고 있다. 현재 전체발전량은 약 3,000 TWh이며 전세계 전력공급의 약 16 퍼센트를 차지하고 있다. 2004년말 사용후핵 연료는 전세계 원전의 발전용량 368 GWe에서 매년 11,000 tHM 정도 발생되고 있으며 현재 운영중인 대부분의 원전이 가동정지가 예상되는 2020년에는 445,000 tHM까지 예상되고 있다. 이러한 관점에서, 사용후핵 연료 관리는 전체 IAEA 회원국에게는 그들이 취하고 있는 후행핵 연료주기 정책과 전략에 관계없이 국제협력 등을 통해 가까운 장래에 시급히 그리고 반드시 해결해야 할 필수 사안임이 분명하다. 지난 2006년 5월 15일부터 2주간 제2차 방사성폐기물안전협약 체약국회의가 오스트리아 IAEA본부에서 개최되었다. 동 회의에서 사용후 핵연료에 대한 국가 정책 및 전략, 그리고 그들의 현황, 향후 전망, 정책에 일차적으로 고려한 인자와 이행내용 등이 심층논의되었으며, 향후 개별 국가의 노력 및 국제협력의 방향 등이 확인되었다. 본 논문에서는 상기협약에서 논의된 사용후핵 연료 관리에 대한 국가정책 및 향후 추세 둥을 자세히 기술하였다. 또한 주요국가의 최근 이행내용도 요약정리 하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제11권4호
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• pp.263-274
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• 1979

국내도입이 예상되는 900MWe급 가압경수로형 (PWR) 원자력 발전소와 캐나다형가압중수로형 (PHWR-CANDU) 원자력발전소에 대하여 throwaway 핵연료주기를 가상하여 두 노형의 상대적인 경제성을 비교 검토 하였다. 계산을 목적으로 발전단가를 발전소 투자비, 운전보수비, 운전자본비 및 핵연료비로 구분했으며 건설단가는 보완된 ORCOST 전산코드를 그리고 발전단가는 보완된 POWERCO-50 전산코드를 사용하여 구하였다. 계산에 요구되는 각종의 경제인자에 대하여는 단일의 수치값을 갖는 상수보다는 어떤 범위의 수치대를 이루는 통계적인 변수로 처리하였으며 ORCOST 및 POWERCO-50을 통한 무작위 추출법을 통하여 발전소 건설비 및 발전단가의 화율돗수 분포도를 얻었다. 계산결과 두노형간의 발전단가 분포도는 서로 겹치고 있으며 발전 단가의 기대치는 1986년도 미화로 PHWR의 발전단가가 PWR의 발전단가, 39.41mills/kwh보다 약 0.4mill/kwh만큼 적지만 PHWR의 건설기간이 PWR 보다 1년정도 더 걸리게되는 경우 차이가 없음을 알았다. 따라서 두 노형간의 경제성은 거의 우열을 가릴 수 없으며 한국에서 원자력발전소 노형을 선정할 때 기술전수, 국산화 등 경제외적 인자도 경제적 인자로 수량화하여 검토하는 것이 필요하다고 결론을 내렸다.

• 비파괴검사학회지
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• 제36권1호
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• pp.60-67
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• 2016

가압중수로는 운전중 연료교체가 가능하도록 설계된 연료관에서 핵분열을 유도하여 에너지를 얻는다. 연료관은 핵연료와 직접 접촉하며 원자로 냉각재의 통로인 압력관, 주위 감속재와 접촉하며 원자로에 확관된 원자로관, 이것을 양쪽에서 지지하는 엔드피팅과 압력관과 원자로관의 접촉을 방지하기 위한 스페이서 등으로 구성되어 있다. 연료관은 가장 안전성이 요구되는 설비이므로, 캐나다 기술기준 CSA N 285.4에 따라 주기적이고 철저한 가동중검사를 수행하여 건전성을 확인한다. 월성 중수로 연료관의 가동중검사를 수행하기 위해 연료관 검사시스템을 개발하였다. 본 논문은 월성 연료관 현장시험 결과를 검토하고, 개발된 연료관 검사시스템의 유효성을 확인하였다.

• 한국시뮬레이션학회논문지
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• 제18권3호
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• pp.103-112
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• 2009

원자력발전소에서 센서의 주기적 교정은 안전운전을 위해 꼭 필요하다. 그러나 실제 드리프트가 발생하여 교정을 요하는 센서는 약 2% 미만이다. 또한, 센서의 작동 상태를 매 핵연료 주기마다 수행하는 것은 고장 혹은 드리프트가 발생한 센서를 최대 18개월까지 감지하지 못한 채 운전할 위험이 있다. 원전의 안전운전 및 불필요한 교정을 줄이기 위해 센서의 상시 교정 감시가 필요하다. 이를 위해 주성분 분석과 Support Vector Regression(SVR)을 이용한 PCSVR 알고리즘을 개발하였고, 고리원전 3호기의 출력증발 데이터를 이용하여 검증하였다. 주성분분석은 선형변환을 통한 입력공간의 축소 및 노이즈 제거 효과를 나타내며, AASVR은 해석학적 및 기계학적 모델로 모델링하기 힘든 복잡계를 쉽게 나타낼 수 있는 장점이 있다. SVR의 세가지 파라미터는 반응표면분석법에 의해 최적화하였다. 센서의 고장탐지를 위해 모델 출력의 잔차를 슈하르트 관리도, EWMA, CUSUM 및 일반화우도비검정(GLRT)을 통해 그 결과를 비교하였다. 미세한 드리프트에 대해 CUSUM과 GLRT가 우수한 결과를 보였다. 개발된 알고리즘은 수출형 원전 APR1000 설계시 적용가능 할 것으로 판단된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제34권3호
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• pp.254-259
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• 2014

중수로 원자로는 한 개의 원자로용기로 구성된 경수로와는 달리 약 380여개의 연료채널(fuel channel)로 구성되어 있다. 연료채널을 구성하는 압력유지 기기인 압력관(pressure tube)은 지르코니움 합금(Zr-2.5wt% Nb) 재질로서 치수는 내경이 103.4 mm, 두께가 약 4.19 mm, 길이가 6.36 m인 튜브 형태의 관이다. 압력관은 내부에 핵연료 다발과 냉각재가 내장되며 압력관의 기능은 연료를 지지하고 열수송 유체인 중수($D_2O$)를 이송한다. 압력관의 단순한 기하학적인 형상으로 인하여 자동화 비파괴검사가 가능하고 접근성이 우수하다. 연료채널은 경수로형 원전과 동일하게 설치전과 운전중에 원자력안전위원회 법령 요건에 따라 주기적으로 엄격한 비파괴검사를 수행하여 건전성을 확인한다. 연료채널의 주기적 비파괴검사에는 초음파탐상 및 와전류탐상검사 기법을 적용한 체적 비파괴검사 기술이 적용된다. 이중에서 와전류탐상검사 기법은 초음파탐상검사에서 검출된 결함의 확인을 위한 보충검사기술로 적용되고 있지만 표면결함에 대한 검출능이 초음파탐상검사 기법보다 우수한 장점을 가지고 있다. 본 논문에서는 압력관 내부 표면 비파괴검사에 적용되고 있는 와전류탐상검사 기술의 압력관 내면에 발생할 수 있는 결함의 검출 및 깊이 측정 특성에 대한 연구결과를 기술하였다. 즉, 와전류검사 기술은 압력관 내면에 발생할 수 있는 아주 미세한 결함을 매우 우수한 분해능으로 검출할 수 있으므로 초음파탐상검사 결과 확인을 위한 보충기술로서 매우 유용하지만, 결함의 깊이 측정은 오차가 매우 크게 발생하므로 결함 깊이 측정에는 적합하지 않고 오직 표면결함 검출에만 적용하는 것이 바람직하다.

• 터널과지하공간
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• 제32권6호
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• pp.435-450
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• 2022

고준위방사성폐기물 심층처분을 위한 단계별 부지선정에 있어 기본조사부터 심부 시추조사를 통해 부지선정에 필요한 요소들을 획득할 예정이다. 터널이나 유류지하저장소 등과 같은 암반구조물의 지반조사와 달리 고준위방사성폐기물 처분과 관련된 지반조사는 매우 깊은 심도까지 수행될 뿐 아니라 높은 수준의 품질관리가 요구된다. 본 보고에서는 심부 지질특성화에 필요한 요소를 획득하기 위해 수행하였던 750 m급 심부 시추경험을 토대로 심부 시추에 대한 방법론과 심부 시추 전, 시추 중, 시추 후 획득하는 지질학, 지구물리학, 수리화학, 수리지질학, 암반공학 등 다학제적 지구과학적 조사에 대한 절차 등에 대해 간략하게 서술하였다. 암반공학분야의 핵심 평가인자 중 현지응력에 대해서는 고준위방사성폐기물 심층처분관련 국외 사례와 국내 사례를 통하여 심도에 따른 응력변화를 고찰하였다.

• 터널과지하공간
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• 제32권6호
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• pp.530-548
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• 2022

고준위방사성폐기물 심층처분 부지선정과정은 단계별로 진행될 예정이며, 부지선정과 관련된 평가인자는 103개로 제안된 바 있다. 이 중 암반공학분야에서 무결암, 절리나 암반에 대한 평가인자는 33개가 있으며, 기본조사와 상세조사 단계에서 적용된다. 본 보고에서는 일축압축강도와 원위치 응력, 절리분포, 암반등급을 주요 평가인자로 선정하고, 이 중 일축압축강도와 원위치 응력을 핵심 평가인자로 선정하였다. 선정한 핵심 평가인자에 대한 분포범위를 평가하기 위해 원주와 춘천지역의 화강암을 대상으로 통계적 기법 또는 회귀분석을 수행하였다. 사후분포를 통해 추정된 원주지역의 일축압축강도의 평균은 약 171 MPa, 춘천지역은 약 123 MPa이다. 원주지역에 작용하는 최대 원위치 응력은 30 MPa 이하이며 춘천지역은 40 MPa 이하였다. 회귀분석에 의해 산정된 최대수평응력의 방향은 원주의 경우 101°이며 춘천의 경우는 95°였다.