• 해양환경안전학회지
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• 제18권1호
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• pp.61-65
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• 2012

바다에 기름오염 사고가 발생하면 여러 가지 방제 방법 중 물리적 회수 방법을 우선적으로 사용하고 유처리제는 최후 수단으로 고려하는 경향이 있다. 유처리제는 수중으로 기름이 신속히 분산되도록 하여 해수면으로부터 제거하는 방법이다. 해수면으로부터 신속히 기름을 제거하는데 대한 유처리제의 효용성은 널리 증명되어 왔으나 아직도 대부분의 국가들은 해양환경에 미치는 독성을 우려하여 적극적인 사용을 하지 않고 있는 실정이다. 보고된 자료에 의하면 유처리제와 혼합된 기름이 기름 그 자체보다 독성이 더 크게 나타나지 않았다. 멕시코만 기름유출 사고시 미국 정부와 BP사는 최대한 해안에 기름이 도달하지 않는데 중점을 두고 해수면뿐만 아니라 수중의 기름에 대해서도 유처리제를 사용하였다. 유처리제에 대한 순환경편익을 분석하면 유처리제를 사용함으로써 기름이 생태계에 머무는 시간이 줄어들며 장기간 노출을 예방하고 야생동물에 심각한 오염을 방지하는 효과가 있는 등 다양한 연구가 진행되고 있다. 미국 멕시코만 유류오염 사고와 같은 대규모 해양오염사고의 위험이 상존하는 우리 실정에서도 과학적 결과를 바탕으로 한 유처리제 사용의 효용성과 안전성에 대한 검토가 이루어져야 할 시점이라 사료된다.

• 에너지공학
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• 제25권2호
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• pp.1-20
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• 2016

원전의 설계기준사고 및 중대사고 해석에서 응축열전달 모델은 매우 중요하며, 특히 피동냉각계통의 개발이 활발히 진행됨에 따라 그 중요성이 더욱 부각되었다. 그런데, 원자로건물 내부에서와 같이 비응축성기체가 존재하는 경우 응축열전달은 현저히 감소하므로 원전 안전해석에서 이를 고려한 응축열전달 모델이 주목받고 있다. 본 연구에서는 냉각재상실사고 등이 발생하는 경우 원자로건물 내부의 상황과 유사한 열수력 조건에서 수행된 응축열전달 실험자료를 이용하여 중대사고 해석코드 MELCOR 1.8.6의 응축열전달 모델을 평가하였다. 실험조건을 응축면의 형상에 따라 네 가지(수직평판, 수직관 외벽, 수직관 내벽, 수평관 내벽)로 분류하였고, 각 분류별 실험들을 MELCOR 코드로 해석하였다. 해석결과, 수직관 내벽을 제외한 나머지 조건에서 MELCOR 코드가 응축열전달을 전체적으로 저 예측하여 개선이 필요한 것으로 나타났다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제24권6호
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• pp.695-703
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• 2012

현재 교량, 터널, 원전격납구조물, 가스탱크 등의 주요 사회기반 구조물은 긴장재에 의해 구속효과가 적용된 프리스트레스트 콘크리트(PSC) 구조물로 주로 이루어져 있으며, 기술의 발전과 함께 프리스트레스트 콘크리트의 적용범위가 넓어지고 있는 추세이다. 일반적으로 콘크리트 구조물은 다른 구조재료에 비하여 내화성이 뛰어나다고 평가되고 있으나, 긴장재에 의해 구속된 프리스트레스트 콘크리트 구조물의 경우, 고온의 화재에 대한 부재의 거동은 일반 콘크리트 구조물의 거동과는 상이하나, 이와 관련된 국내외 연구 또한 미비한 실정이다. 그러므로, 이 연구에서는 $1400{\times}1000{\times}300mm$ 부재의 양방향에 430 kN의 긴장력을 준 비부착 프리스트레스트 콘크리트 패널부재를 제작하여, 5분 이내에 $1200^{\circ}C$의 화재하중을 가할 수 있는 RABT 화재 시나리오를 적용하여 이방향으로 구속된 프리스트레스트 콘크리트의 내화성능을 실험적으로 검토하였다. 또한 잔존내력구조실험을 수행하여, 화재에 의해 손상을 받은 프리스트레스트 콘크리트 구조물의 잔류응력을 일반 철근콘크리트 구조물과 비교 검토하였다. 이 연구 결과를 통해 화재에 대한 PSC 부재와 RC 부재의 거동은 서로 상이하였음을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제35권3호
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• pp.255-262
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• 2011

원자력발전소에 냉각재상실사고 발생 시 보온재 파편 등 이물질이 발생하여 방출된 냉각재를 따라 재순환 집수조에 흘러갈 수 있다. 이물질들이 펌프 흡입구에 축적되면 냉각수 흡입을 방해함으로써 원자력발전소 안전에 위협이 될 수 있다. NEI 04-07 및 USNRC 의 평가보고서가 이물질이동분율 평가에 대한 방법론을 제공하였지만 각 원자력발전소 고유특성을 반영한 추가적인 연구가 필요하다. 본 연구에서는 전산유체역학 코드를 사용한 원자력발전소 파단방출이동 해석 방법론을 수립하고 해석을 수행하였다. 해석 결과, 소형 이물질의 32%가 원자로건물 상부로 이동하였다. 이는 NEI 04-07 의 기본해석결과보다 7% 많은 양이다. 본 연구결과는 향후 수행될 이물질이동에 대한 해석적 연구에 중요한 참고자료가 될 것으로 판단된다.

• 한국가스학회지
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• 제18권1호
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• pp.31-40
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• 2014

LNG 저장탱크의 외조는 콘크리트 부재로 수직 방향 및 원환 방향 프리스트레싱 벽체 구조인데, 저장탱크의 대형화가 이루어짐에 따라 프리스트레싱 구간이 길어지고 결과적으로 프리스트레스 손실량이 증가하고 있다. 본 연구는 주요 사회기반시설구조물의 하나인 LNG 저장탱크에 비행체 충돌과 같은 사고가 발생하였을 때 안전성 향상을 위하여 충돌 저항 성능에 대한 분석연구를 수행하였다. 해석은 유한요소해석 프로그램인 LS-DYNA를 사용하여 270,000kL급 LNG 저장탱크 외조의 비산물체 충돌에 대한 거동을 평가해보고자 하며, 해석 시 LNG 저장탱크의 대형화로 인한 PS 텐던의 길이증가에 따른 프리스트레스 손실 또한 고려될 것이다. 또한 프리스트레스 손실의 적용 유무에 따른 비산 물체 충돌에 대한 PSC 구조물의 거동 비교를 통해 구조물의 안전성 및 사용성을 평가해보고자 한다. 이 연구의 결과를 통해 프리스트레스 손실량의 적용에 따른 구조물의 거동 변화를 확인하고, 설계시 안전성 기준 및 검토의 보조자료로 활용할 수 있도록 하고자 한다.

• 한국농공학회지
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• 제39권4호
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• pp.106-113
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• 1997

Dynamic loading of structures often causes excursions of stresses well into the inelastic range, and the influence of the geometric changes on the dynamic response is also significant in many cases. Therefore, both material and geometric nonlinearity effects should be considered in case that a dynamic load acts on the structure. A structure in a nuclear power plant is a structure of importance which puts emphasis on safety. A nuclear container is a pressure vessel subject to internal pressure and this structure is constructed by a reinforced concrete or a pre-stressed concrete. In this study, the material nonlinearity effect on the dynamic response is formulated by the elasto-viscoplastic model highly corresponding to the real behavior of the material. Also, the geometrically nonlinear behavior is taken into account using a total Lagrangian coordinate system, and the equilibrium equation of motion is numerically solved by a central difference scheme. The constitutive relation of concrete is modeled according to a Drucker-Prager yield criterion in compression. The reinforcing bars are modeled by a smeared layer at the location of reinforcements, and the steel layer model under Von Mises yield criteria is adopted to represent an elastic-plastic behavior. To investigate the dynamic response of a nuclear reinforced concrete containment structure, the steel-ratios of 0, 3, 5 and 10 percent, are considered. The results obtained from the analysis of an example were summarized as follows 1. As the steel-ratio increases, the amplitude and the period of the vertical displacements in apex of dome decreased. The Dynamic Magnification Factor(DMF) was some larger than that of the structure without steel. However, the regular trend was not found in the values of DMF. 2. The dynamic response of the vertical displacement and the radial displacement in the dome-wall junction were shown that the period of displacement in initial step decreased with the steel-ratio increases. Especially, the effect of the steel on the dynamic response of radial displacement disapeared almost. The values of DMF were 1.94, 2.5, 2.62 and 2.66, and the values increased with the steel-ratio. 3. The characteristics of the dynamic response of radial displacement in the mid-wall were similar to that of dome-wall junction. The values of DMF were 1.91, 2.11, 2.13 and 2.18, and the values increased with the steel-ratio. 4. The amplitude and the period of the hoop-stresses in the dome, the dome-wall junction, and the mid-wall were shown the decreased trend with the steel-ratio. The values of DMF were some larger than those of the structure without steel. However, the regular trend was not found in the values of DMF.

• 한국광학회지
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• 제28권4호
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• pp.166-171
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• 2017

수소 가스는 연소과정에서 오염물질의 배출이 없는 친환경 에너지원이다. 그러나 연소 및 폭발성이 매우 강해 매우 위험한 특징을 갖고 있다. 원자력 발전소의 중대 사고 발생시 핵연료의 산화 과정에서 다량의 수소 가스가 발생하며 원전 격납 건물의 2차 사고의 원인으로 작용함으로 원전의 안전을 확보하기 위하여 수소 가스의 검출 기술은 매우 중요하다. 본 논문은 수소 가스의 원격 계측을 위한 라만 라이다 시스템의 개발에 관한 것이다. 소형의 이동 가능한 라만 라이다 시스템을 설계 및 개발하였으며, 수소 가스의 농도를 정량적으로 계측하기 위한 계측 알고리즘을 개발하였다. 개발된 수소 가스 계측을 위한 라만 라이다 시스템의 수소 가스 검출 능력을 검증하기 위하여 수소 가스의 농도를 조절할 수 있는 가스 챔버를 이용하여 낮에 야외 환경에서 수소 가스 검출 실험을 실시하였다. 그 결과 20미터 거리에서 최소 0.67 Vol.%의 수소 가스 농도의 검출이 가능하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권2호
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• pp.113-119
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• 2011

원자력발전소에서 나온 사용후핵연료 건식저장시스템의 안전한 운영과 유지는 기본적으로 적절하게 선택된 설계기준에 좌우된다. 저장시스템의 가장 중요한 설계목표는 저장된 사용후핵연료로부터 작업자의 안전과 대중에게 과도한 위험이 없이 보관, 취급, 수납 및 감시할 수 있는 신뢰를 제공하는 것이다. 이러한 목표를 달성하려면, 시스템의 설계, 사용후핵연료로부터의 잔류 열을 제거하고 방사선 차폐를 제공함과 동시에 설계 기준에 지정된 시스템의 수명동안 격납을 유지하기 위한 기능을 포함한다. 운영 중 발생가능한 설계사항은 설계 기준에 반영되어야 한다. 본 논문에서는 건식저장시스템의 일반적인 성능 요구 사항을 소개하였다. 저장시스템은 인허가를 위한 규제 요구사항과 연관하여 사용후핵연료를 저장할 수 있도록 설계된다. 여기서 최대연소도의 증가는 냉각기간과 맞물려 가감할 수 있다. 이때 열부하와 방사능의 크기가 최대 설계기준 연소도의 기준을 설정하는 주요한 인자가 된다. 이외에 건식저장시스템의 설계기준사고와 다른 분야 즉 기계 및 구조 그리고 차폐 및 방사선적인 요구사항들의 종류가 기술되었다.

• 공업화학
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• 제16권6호
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• pp.809-814
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• 2005

본 논문에서는 원자력 발전소 격납건물 철재면에 적용되는 에폭시 코팅 시스템의 열적 특성에 관하여 방사선 조사 및 설계기준사고(DBA) 시험을 통하여 고찰하였으며, 동일 시스템의 접착강도에 대한 수중침적처리의 영향에 관해서도 알아보았다. ET-5290/carbon steel A 32 에폭시 도장 시스템의 유리전이온도($T_g$)와 열안정성은 DSC와 TGA를 가지고 각각 측정하였으며, 표면에너지적 특성에 대한 수중침적처리의 영향은 접촉각 측정을 통하여 알아보았다. 또한, 카본 철재면과 에폭시 수지간의 계면접착강도를 평가하기 위하여 부착력 시험을 행하였다. 결과로서, 방사선 조사 처리는 경화된 에폭시 도장 시스템에 내부 가교구조를 향상시켜 에폭시 도장 시스템의 $T_g$ 증가 및 열안정성을 향상시켰으며, 또한 경화 시스템의 수중침적처리시 후경화 효과로 인한 기계적 맞물림의 증가로 인하여 전체적으로 시스템의 접착강도의 증가를 가져왔다.