• 에너지공학
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• 제24권2호
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• pp.40-44
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• 2015

중수로 일차냉각재계통 액체방출밸브의 개방압력에 대한 안전여유 및 시간지연을 반영하여 열수력코드로 경년열화가 반영된 노심에 대해 민감도를 평가하였다. 과거에는 안전해석을 수행할 때 안전여유와 시간지연을 반영하여 평가하지 않았으나, 월성1호기 안전해석 인허가 심사과정중 반영 평가하였다. 중수로 안전해석에서 압력경계는 일차냉각재계통 액체방출밸브이다. 따라서 액체방출밸브 응동이 안전해석에 직접적인 영향을 주므로 안전여유와 시간지연 부가가 안전해석 결과에 미치는 영향을 파악하고 해석에 반영하기 위해 일차냉각재계통 과압이 걸리는 사고들에 대해 평가하였다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2003년도 춘계 학술발표회 논문집
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• pp.431-435
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• 2003

Because the Tissue Bound Tritium of food irradiates the organic tissues of a man during a longer time than the Tissue Free Water Tritium, we found the ratio of labile and bound hydrogen, which is the direct source of TBT concentration, in grain such as rice and barley. Tissue free water was extracted from rice and barley sampled, adjacent to Wolsung nuclear power plants of CANDU type, by freeze-drying. Tissue bound water was taken from some of the dried samples by high-pressure combustion. The other of the samples was washed by tritium-free water for 2-3 hours, and dried again by freeze-drying. Tissue bound water was taken again from some of the second dried samples by the combustion. The extracted tissue free and bound waters were distilled and TFWT and TBT concentrations of them were counted by a liquid scintillation counter. Through alternating washing, drying and combustion until the concentration of TBT would be constant, the tritium concentration existing as bound hydrogen was found. The ratios of labile and bound hydrogen of rice and barley were determined by TR concentration, initial TBT concentration and bound tritium concentration. The ratios of bound hydrogen of rice and barley were 0.55, 0.60 relatively.

• 공업화학
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• 제7권4호
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• pp.715-725
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• 1996

중수형 발전소에서 삼중수소 제거 공정에 이용되는 소수성 고분자촉매의 담체인 스티렌-디비닐벤젠 공중합체의 제조 특성을 실험하였다. 스티렌-디비닐벤젠 고분자담체의 제조시 담체의 표면 특성에 대한 용매의 영향을 고찰하기 위하여 일정한 용매계에서 용매비를 변화시켜 solvating power 값을 구하였다. 거시기공 형태의 담체가 제조되기 위한 solvating power는 가교도가 20%일 때 3 이상, 가교도가 40%일 때는 1 이상의 값이 필요하였으며 약 $40^{\circ}C$에서 2시간 이상 용액의 안정이 필요하였다. 또한 후처리 방법은 담체를 건조시키기 전에 용매를 제거하는 방법이 가장 우수한 기공 특성을 나타내었다. 담체의 입자 크기는 교반속도 및 계면활성제의 농도가 낮을수록 더 크게 생성됨을 알 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.488-493
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• 1996

보장조치 대상 원자력 시선에 대한 사찰 목적은 평화적 목적으로 사용되기 위한 시설 및 핵물질이 핵무기 생산 등의 비평화적 목적으로 전용되지 않았음을 확인하는 것이다. 이를 위하여 국제원자력기구에서는 보장조치 기준(IAEA Safeguards Criteria : 1991 - 1995)에 따라 적절한 검증 수단을 사용하여 핵물질의 형태 및 양, 시설의 운전기록 등에 대하여 보고된 내용과 실제 상황과의 일치성을 확인하고, 미신고된 핵활동이 없음을 확인하고 있다. 보장조치 측면에서 보면, 중수형원자로(CANDU)는 핵연료의 크기가 작고 운전중에 핵연료를 교체하는 방식(On Load Reactors)을 채택하고 있기 때문에 시설 내에서의 핵물질 이동이 매우 빈번하며, 사용후핵연료의 양 역시 경수형원자로에 비해 매우 많다. 따라서 중수형원자로에 대한 보장조치 사찰은 경수형원자로에 비해 사찰일수(최대허용사찰량 : 중수형원자로 45 인-일/년, 경수형원자로 15 인-일/년)가 훨씬 많고 보장조치 관련 장비 또한 매우 다양하다. 현재 운전 중인 월성 1호기에 이어 건설 중인 월성 2, 3, 4호기의 운전이 시작되면 중수형원자로에 대한 국제원자력기구 및 국가사찰 양이 급격히 늘어날 전망이다. 또한 월성 1호기의 경우 사용후핵연료 저장조의 용량 초과로 인한 건식저장고(Dry Canister)로의 이송이 1992년도부터 매년 실시되고 있으며, 이 기간 중에 이송 대상 핵연료의 검증 및 운반 중 전용을 방지하기 위한 추가적인 사찰이 수행됨으로써 많은 인력과 시간이 투입되고 있다. 또한 국제원자력기구에서 추진하고 있는 보장조치 강화 방안의 일환으로 현재 건설 중인 월성 2, 3, 4호기에 대해서는 월성 1호기에는 적용되지 않은 추가적인 보장조치 관련 장비의 설치가 고려되고 있다. 이에 따라 우리나라에서는 중수형원자로에 대한 국제 원자력기구의 사찰 기준 및 사찰 내용을 분석, 중수형원자로 보장조치 사찰에 대한 개선점을 도출하고, 후속기에 대해서 보다 효율적이고 효과적인 보장조치 방안을 적용토록 하여야 할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권5호
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• pp.551-560
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• 2012

The Wolsong-1 (W-1) Phase-B pre-simulations were carried out in preparation for tests to be conducted for the restart of the reactor after a major refurbishment project that included replacement of the pressure tube. These pre-simulations for Wolsong-1 Phase-B differ from those in the past that were performed for the Wolsong-1,2,3,4 tests in that these tests use the WIMS/DRAGON/RFSP-IST code suite for verification of the tests and gadolinium instead of the traditional PPV/MULTICELL/RFSP code system and boron as poison in the moderator system. The use of gadolinium is deemed not to have domestically accumulated experience gained from the previous Phase-B tests. Thus, it is appropriate to conduct a study in order to gain a correct understanding and interpretation of potential differences in test results stemming from using gadolinium rather than boron. Although the calibration of the reactivity device will not be noticeably different using boron and gadolinium at a constant moderator temperature, the temperature dependency of the neutronic behavior due to the presence of gadolinium in the moderator system might be pronounced. The results of the pre-simulations using gadolinium revealed that the moderator temperature reactivity coefficients indeed showed significant differences in comparison with those with boron. In order to secure the validity of the analysis results, the newly acquired WIMS/DRAGON/RFSP-IST code suite was verified against the W-2,3,4 Phase-B test results. The results of the new code suite verifications revealed some overall improvements in accuracy; justification of the use of the code can be claimed for the validation of the W-1 Phase-B test results.

• 콘크리트학회논문집
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• 제17권4호
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• pp.521-526
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• 2005

원전 격납건물의 축대칭 모델은 해석상의 간편성으로 인하여 널리 사용된다. 하지만, 일반적인 돔 텐던의 배치는 축대칭 형상이 아니며 곡률을 가진 돔에 임의로 배치된 관계로 축대칭 근사화시 좀 더 엄밀한 수학적 유도가 요구된다. 본 연구에서는 국내의 CANDU형 및 한국형 격납건물 돔에 비축대칭으로 배치된 텐던을 축대칭 모델에 적용하기 위한 합리적인 변환 절차를 제안하였다. 텐던 강성의 모델링에서는 실제 3차원으로 배치된 돔 텐던의 자오선방향 및 원환방향으로의 강성 기여를 고려할 수 있도록 텐던을 등가의 층으로 근사화하였다. 프리스트레싱의 효과는 등가하중법 및 초기응력법 관점에서 고찰하였으며, 축대칭 모델의 방법론에 적합하도록 등가하중 및 초기응력을 유도하였다. 후속 논문에서는 제안된 모델을 적용한 수치 예제들을 범용구조해석 프로그램으로 해석하고 타당성을 검증하였다.

• 한국재난정보학회 논문집
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• 제8권2호
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• pp.188-196
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• 2012

고유진동수와 같은 동적파라미터는 구조물 전체의 강성에 대한 정보를 제공할 수 있어 격납건물과 같은 대형구조물의 건전성 모니터링에 유용하게 사용될 수 있다. 이러한 동적특성을 구조물의 사용성에 지장을 주지 않고 추출하기 위해서는 상시진동을 이용한 모달해석 기법의 적용이 필수적이다. 이 연구에서는 상시진동 측정자료를 이용하여 월성 2호기 격납건물의 동적파라미터를 산정하였다. 연구의 가능성은 격납건물의 수치해석모델을 이용하여 검증하였다. 월성 2호기 격납건물에서 측정된 상시진동에 대한 모달해석 결과 해석모드와 충분한 상관성을 갖는 동적파라미터를 산정할 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.185-190
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• 1996

RFSP is a computer program to do fuel management calculations for CANDU reactors. Its main function is to calculate neutron flux and power distributions using two-energy-group, three dimensional neutron diffusion theory. However, up to now the treatment has not been true two-group but actually "one-and-half groups". In other words, the previous (1.5-group) version of RFSP lumps the fast fission term into the thermal fission term. This is based on the POWDERPUFS-V Westcott convention. Also, there is no up-scattering term or bundle power over cell flux (H1 factor) for the fast group. While POWDERPUFS-V provides only 1.5 group properties, true two-group cross sections for the design and analysis of CAUDU reactors can be obtained from WIMS-AECL. To treat the full two-group properties, the previous RFSP version was modified by adding the fast fission, up-scatter terms, and H1 factor. This two-group version of RFSP is a convenient tool to accept lattice properties from any advanced lattice code (e.g. WIMS-AECL DRAGON, HELIOS...) and to apply to advanced fuel cycles. In this study, the modification to implement the true two-group treatment was performed only in the subroutines of the ＊SIMULATE module of RFSP. This module is the appropriate one to modify first, since it is used for the tracking of reactor operating histories. The modified two-group RFSP was evaluated with true two-group cross sections from WIMS-AECL. Some tests were performed to verify the modified two-group RFSP and to evaluate the effects of fast fission and up-scatter for three core conditions and four cases corresponding to each condition. The comparisons show that the two-group results are quite reasonable and serve as a verification of the modifications made to RFSP. To assess the long-term impact of the full 2-group treatment, it is necessary to simulate a long period (several months) of reactor history. It will also be necessary to implement the full two-group treatment of reactivity devices and assess the reactivity-device worths.ce worths.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.571-581
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• 1995

원자력 발전소의 비상운전절차서는 작성단계부터 난점이 많이 있고, 작성된 절차서를 착인 및 검증하는 데에도 많은 어려움이 따른다 캐나다의 원자력 규제기관인 AECB에서도 원자력발전소의 운전 허가를 받는 데 있어 발전소 비상운전 절차서를 하나의 요구조건으로 삼고 있는데, 그 요구조건은 발전소 내외의 비상상황에 대처하기 위한 상세한 계획 및 절차를 개발하는 것이다. 본 보고서에서는 미국의 원자력 발전소 비상운전 계획을 참고하고 있는 캐나다 원자력 발전소용 비상운전절차 표준지침서를 검토하고, 캐나다 비상운전 절차서 들의 현재 경향을 알아보았으며, 캔두형 발전소들의 비상운전 절차를 사고의 범위(개별적인 사고의 종류 지정), 사고진단 방법(사건 대응적, 징후 대응적, 또는 이 두 가지 방법의흔합형), 절차서 형식 등을 중점으로 비교 검토하고, 각 절차서의 내용을 포괄적으로 종합하여 현재 건설중인 월성 원자력 발전소 2, 3, 4호기용 비상운전절차서의 기본방향을 징후 대응적절차서(사고진단이 안될 경우 사용)와 논리도표와 문장이 혼합된 형식의 사건파악적절차서로 이루어진 비상운전절차서로 제시하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.375-387
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• 2019

본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반 용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계 기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h^-1와 0.065 mSv·h^-1로 도출되어 선량률 제한치인 2.0 mSv·h^-1와 0.1 mSv·h^-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.321 mSv·h^-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h^-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.