• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권4호
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• pp.513-522
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• 2013

The ODSCC detected in the TSP position of Ulchin 3&4 SGs are typical ODSCC of Alloy 600MA tubes. The causative chemical environment is formed by concentration of impurities inside the occluded region formed by the tube surface, egg crate strips, and sludge deposit there. Most cracks are detected at or near the line contacts between the tube surface and the egg crate strips. The region of dense crack population, as defined as between $4^{th}$ and $9^{th}$ TSPs, and near the center of hot leg hemisphere plane, coincided well with the region of preferential sludge deposition as defined by thermal hydraulics calculation using SGAP computer code. The cracks developed homogeneously in a wide range of SGs, so that the number of cracks detected each outage increased very rapidly since the first detection in the $8^{th}$ refueling outage. The root cause assessment focused on investigation of the difference in microstructure and manufacturing residual stress in order to reveal the cause of different susceptibilities to ODSCC among identical six units. The manufacturing residual stress as measured by XRD on OD surface and by split tube method indicated that the high residual stress of Alloy 600MA tube played a critical role in developing ODSCC. The level of residual stress showed substantial variations among the six units depending on details of straightening and OD grinding processes. Youngwang 3&4 tubes are less susceptible to ODSCC than U3 and U4 tubes because semi-continuous coarse chromium carbides are formed along the grain boundary of Y3&4 tubes, while there are finer less continuous chromium carbides in U3 and U4. The different carbide morphology is caused by the difference in cooling rate after mill anneal. There is a possibility that high chromium content in the Y3&4 tubes, still within the allowable range of Alloy 600, has made some contribution to the improved resistance to ODSCC. It is anticipated that ODSCC in Y5&6 SGs will be retarded more considerably than U3 SGs since the manufacturing residual stress in Y5&6 tubes is substantially lower than in U3 tubes, while the microstructure is similar with each other.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.803-811
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• 2024

Nuclear accidents such as Fukushima Daiichi have highlighted the potential of passive safety systems to replace or complement active safety systems as part of the overall prevention and/or mitigation strategies. In addition, passive systems are key features of Small Modular Reactors (SMRs), for which they are becoming almost unavoidable and are part of the basic design of many reactors available in today's nuclear market. Nevertheless, their potential to significantly increase the safety of nuclear power plants still needs to be strengthened, in particular the ability of computer codes to determine their performance and reliability in industrial applications and support the safety demonstration. The PASTELS project (September 2020-February 2024), funded by the European Commission "Euratom H2020" programme, is devoted to the study of passive systems relying on natural circulation. The project focuses on two types, namely the SAfety COndenser (SACO) for the evacuation of the core residual power and the Containment Wall Condenser (CWC) for the reduction of heat and pressure in the containment vessel in case of accident. A specific design for each of these systems is being investigated in the project. Firstly, a straight vertical pool type of SACO has been implemented on the Framatome's PKL loop at Erlangen. It represents a tube bundle type heat exchanger that transfers heat from the secondary circuit to the water pool in which it is immersed by condensing the vapour generated in the steam generator. Secondly, the project relies on the CWC installed on the PASI test loop at LUT University in Finland. This facility reproduces the thermal-hydraulic behaviour of a Passive Containment Cooling System (PCCS) mainly composed of a CWC, a heat exchanger in the containment vessel connected to a water tank at atmospheric pressure outside the vessel which represents the ultimate heat sink. Several activities are carried out within the framework of the project. Different tests are conducted on these integral test facilities to produce new and relevant experimental data allowing to better characterize the physical behaviours and the performances of these systems for various thermo-hydraulic conditions. These test programmes are simulated by different codes acting at different scales, mainly system and CFD codes. New "system/CFD" coupling approaches are also considered to evaluate their potential to benefit both from the accuracy of CFD in regions where local 3D effects are dominant and system codes whose computational speed, robustness and general level of physical validation are particularly appreciated in industrial studies. In parallel, the project includes the study of single and two-phase natural circulation loops through a bibliographical study and the simulations of the PERSEO and HERO-2 experimental facilities. After a synthetic presentation of the project and its objectives, this article provides the reader with findings related to the physical analysis of the test results obtained on the PKL and PASI installations as well an overall evaluation of the capability of the different numerical tools to simulate passive systems.

• 정보보호학회논문지
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• 제28권1호
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• pp.25-39
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• 2018

최근 NIST에서는 암호학적 난수발생기의 핵심 요소인 엔트로피 소스의 안전성을 평가하기 위한 방법을 다루고 있는 SP 800-90B 문서의 두 번째 수정안과 이를 Python으로 구현한 코드를 제공하였다. SP 800-90B에서의 엔트로피 소스에 대한 안전성 평가는 엔트로피 소스의 출력 표본 수열로부터 도출한 여러 가지 추정량(estimator)에 기반 하여 최소 엔트로피를 추정하는 과정이다. 최소 엔트로피 추정 과정은 IID 트랙과 non-IID 트랙으로 대별되어 진행된다. IID 트랙의 경우 MCV 추정량만을 사용하여 속도 측면에서 무리가 없다. 반면 non-IID 트랙에서는 MCV를 포함한 총 10 가지의 추정량을 적용해 최소 엔트로피를 추정하게 된다. NIST의 코드에서 non-IID 트랙의 1 회 구동 시간은 약 20 분이 소요되고, 사용되는 메모리는 5.5 GB를 넘긴다. 이는 다양한 잡음원으로 반복적인 평가를 수행해야 하는 평가 기관 또는 여러 환경에서 실험을 수행해야 하는 개발자나 연구자 입장에서는 NIST에서 제공한 Python 코드를 이용하는 것이 불편할 수 있으며, 환경에 따라 실행이 불가할 수도 있다. 본 논문에서는 SP 800-90B의 최소 엔트로피 추정 방법에 대한 고속 구현과 효율적인 메모리 사용 기법을 제시한다. 주요 연구 결과로 MultiMCW 추정 방법에 C++ 코드의 장점을 적용한 고속화 방법, MultiMMC 추정 방법의 데이터 저장 방식을 재구성하여 메모리 사용량을 현저하게 감소시킴과 동시에 고속화한 방법, LZ78Y 추정 방법에 데이터 저장 방식의 재구성을 통한 고속화 기법 등을 제안한다. 우리의 개선된 방법이 종합적으로 적용된 C++ 코드는 NIST에서 제공한 기존의 Python 코드와 비교할 때, 속도는 14 배 빠르고 메모리 사용량은 1/13로 감소하는 효과를 보인다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제17권4호
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• pp.489-495
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• 2023

방사선 방어시설은 진단용 방사선 발생장치가 설치되어 있는 장소에 구축되어 환자, 방사선 작업 종사자 등의 피폭을 방지한다. 본 연구에서는 이러한 방사선 방어시설의 주 재료인 납에 대해 최대관전압별 차폐 두께의 경향성을 몬테칼로 시뮬레이션과 실측을 통해 비교 검증하고자 한다. 몬테칼로 시뮬레이션 코드 중 Monte Carlo N-Particle 6를 활용하였으며 해당 시뮬레이션 상에 모사한 납 차폐 구조도는 선원과 납 시트 사이의 거리는 100 cm, 조사야 크기는 10 × 10 cm²이며 관전압은 80, 100, 120, 140 kVp로 설정하였다. 각 관전압별 에너지 스펙트럼을 산출하여 시뮬레이션에 적용하였다. 80, 100, 120, 140 kVp별 각각 50, 70, 90, 95% 차폐율을 보이는 납 두께를 산출하였다. 80 kVp에서 각 차폐율에 해당하는 두께는 각각 0.03, 0.08, 0.2 1, 0.33 mm이며, 100 kVp에서는 0.05, 0.12, 0.30, 0.50 mm, 120 kVp에서는 0.06, 0.14, 0.38, 0.56 mm, 140 kV p에서는 0.08, 0.16, 0.42, 0.61 mm로 나타났다. 산출된 납 두께에 대해 실측을 진행하였으며 사용된 방사선 발생장치는 GE Healthcare 사의 Discovery XR 656이며 선량계측기의 경우 IBA 사의 MagicMax이다. 실측결과 80 kVp에서 각 두께별 차폐율은 43.56, 70.33, 89.85, 93.05%였으며 100 kVp에서는 52.49, 72.26, 86.31, 92.17%, 120 kVp에서는 48.26, 71.18, 87.30, 91.56%, 140 kVp에서는 50.45, 68.75, 89.95, 91.65%.로 나타났다. 시뮬레이션과 실측을 비교한 결과 두 값의 차이가 평균 약 3% 이내로 작은 것으로 확인되었다. 본 연구의 결과는 몬테칼로 시뮬레이션의 신뢰성을 검증함과 동시에 향후 방사선 방어시설의 구축에 있어 기초 데이터로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.