• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권2호
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• pp.457-469
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• 2016

During the late phase of severe accidents of light water reactors, a porous debris bed is expected to develop on the bottom of the flooded reactor cavity after breakup of the melt in water. The geometrical configuration, i.e., internal and external characteristics, of the debris bed is significant for the adequate assessment of the coolability of the relocated corium. The internal structure of a debris bed was investigated experimentally using the DAVINCI (Debris bed research Apparatus for Validation of the bubble-Induced Natural Convection effect Issue) test facility. Particle sedimentation under the influence of a two-phase natural convection flow due to the decay heat in the debris bed was simulated by dropping various sizes of particles into a water vessel with air bubble injection from the bottom. Settled particles were collected and sieved to obtain the particle mass, size distribution in the radial and axial positions, and the bed porosity and permeability. The experimental results showed that the center part of the particle bed tended to have larger particles than the peripheral area. For the axial distribution, the lower layer had a higher fraction of larger particles. As the sedimentation progressed, the size distribution in the upper layers can shift to larger sizes because of the higher vapor generation rate and stronger flow intensity.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권6호
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• pp.583-592
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• 2011

The radiological characteristics for waste classification were assessed for neutron-activated decommissioning wastes from a CANDU reactor. The MCNP/ORIGEN2 code system was used for the source term analysis. The neutron flux and activation cross-section library for each structural component generated by MCNP simulation were used in the radionuclide buildup calculation in ORIGEN2. The specific activities of the relevant radionuclides in the activated metal waste were compared with the specified limits of the specific activities listed in the Korean standard and 10 CFR 61. The time-average full-core model of Wolsong Unit 1 was used as the neutron source for activation of in-core and ex-core structural components. The approximated levels of the neutron flux and cross-section, irradiated fuel composition, and a geometry simplification revealing good reliability in a previous study were used in the source term calculation as well. The results revealed the radioactivity, decay heat, hazard index, mass, and solid volume for the activated decommissioning waste to be $1.04{\times}10^{16}$ Bq, $2.09{\times}10^3$ W, $5.31{\times}10^{14}\;m^3$-water, $4.69{\times}10^5$ kg, and $7.38{\times}10^1\;m^3$, respectively. According to both Korean and US standards, the activated waste of the pressure tubes, calandria tubes, reactivity devices, and reactivity device supporters was greater than Class C, which should be disposed of in a deep geological disposal repository, whereas the side structural components were classified as low- and intermediate-level waste, which can be disposed of in a land disposal repository. Finally, this study confirmed that, regardless of the cooling time of the waste, 15% of the decommissioning waste cannot be disposed of in a land disposal repository. It is expected that the source terms and waste classification evaluated through this study can be widely used to establish a decommissioning/disposal strategy and fuel cycle analysis for CANDU reactors.

• 한국지반공학회논문집
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• 제35권7호
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• pp.41-50
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• 2019

국내 고준위폐기물처분장 공학적방벽(EBS)의 일부가 되는 완충재로 경주 벤토나이트가 우선적으로 고려되고 있다. 압축벤토나이트는 지하수침투로 인한 팽윤압과 처분용기에서 발산되는 열응력을 경험한다. 따라서 EBS의 성능평가를 위해서 역학적 물성의 산정이 중요하다. 본 논문은 탄성파를 이용하여 경주 압축벤토나이트의 변형특성 측정을 목표로 하였다. 두 개의 $1.59g/cm^3$와 $1.75g/cm^3$의 건조밀도를 가지는 압축벤토나이트 시편을 제작하였고, 자유단-자유단 공진주시험을 수행하여 구속압축파속도와 비구속압축파속도를 측정하였다. 측정된 압축파속도를 이용하여 미소변형에서의 탄성계수($E_{max}$), 구속탄성계수($M_{max}$), 감쇠비($D_{min}$), 포아송비를 측정하였다. 그 결과로 경주 압축벤토나이트의 변형특성을 산정 제시하여 선행연구 결과들과 비교 분석하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.37-42
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• 2022

An influence analysis on multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout is performed to compare the plant responses according to the number of ruptured u-tubes under the assumption of a total of 10 ruptured u-tubes. In all calculation cases, the transient behaviour of major thermal-hydraulic parameters, such as the discharge flow rate through the ruptured u-tubes, reactor header pressure, and void fraction in the fuel channels is found to be overall similar to that of the base case having a single SG with 10 u-tubes ruptured. Additionally, as the conditions of low-flow coolant with high void fraction in the broken loop continued, causing the degradation of decay heat removal, the peak cladding temperature (PCT) would be expected to exceed the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. However, despite the same total number of ruptured u-tubes, because of the different connection configuration between the SG and pressurizer, a difference is foud in time between the pressurizer low-level signal and reactor header low-pressure signal, affecting the time to trip the reactor and to reach the PCT limit. The present study is expected to provide the technical basis for the accident management strategy for mSGTR transient conditions of CANDU-6 plants.

• 터널과지하공간
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• 제34권1호
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• pp.71-87
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• 2024

고준위방사성폐기물 심층처분 시, 처분공 주변의 근계암반은 높은 지중응력과 재포화된 벤토나이트 완충재의 팽윤압, 방사성 원소 붕괴열의 영향을 받아 국부적으로 투수계수가 변화될 수 있다. 본 연구에서는 국내 유력한 처분 대상 부지 암종 중의 하나인 결정질 경암으로서의 화강암을 대상으로, 실제 처분 환경에서 예상되는 다양한 구속압과 온도 조건을 적용하여 투수계수 변화 특성을 실험적인 방법을 통하여 고찰하고자 하였다. KURT 화강암 시험편 하나당 3개 이상의 정수압 조건에서 투수시험을 수행하여 구속압이 증가함에 따라 투수계수가 지수적으로 감소하는 관계를 도출하였다. 예상 최대 온도로 설정한 90℃ 이하 수준에서는 온도에 의한 투수계수 변화가 무시 가능할 정도로 작음을 확인하였다. 추가로 초기투수계수가 초기공극률의 거듭제곱에 비례하는 상관관계를 도출함으로써, 특정 공극률을 지닌 화강암이 일정 구속압 하에 있을 때 가지는 투수계수 값을 유추할 수 있었다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제28권2호
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• pp.9-16
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• 2024

본 논문에서는 부피단위의 화재곡선을 단위면적당 화재곡선으로 구하여 화재곡선 식을 FDS 표면열방출율법에 대입할 수 있도록 하고자 하였다. 화재곡선을 총 연소특성시간을 고려하여 무차원으로 표현하였으며, 성장구간비 𝛽_i, 유지구간비 𝛽_s , 감쇄구간비 𝛽_d를 고려하여 화재강도에 대한 적절한 비율을 나타내도록 개선하였다. 또한, 질량증가에 따라 변화하는 연소 특성시간 보정함수 𝛾(m/m₀)를 도출하였으며, 질량비가 증가함에 따라 성장시간 값을 제어하기 위해 성장구간비 𝛽_i를 보정하는 함수 α_i(m/m₀)를 도출하였다. 이에 따라 기존 데이터를 활용하여 연소물의 기준질량을 선정하고, 질량 증가에 따른 화재곡선을 예측할 수 있는 식을 확립하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.183-202
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• 2019

고준위방사성폐기물의 처분터널 및 처분공 간격을 결정하고 처분시스템의 성능을 평가하기 위해서는 열-수리-역학적인 복합 거동 변화에 대한 이해가 반드시 필요하고 이를 반영하여 해석해야만 한다. 하지만 한국형 기준 처분시스템에서의 처분터널 및 처분공 간격을 결정하기 위해 수행된 기존의 연구들은 이러한 복합거동 특성을 반영하지 않고 열 해석 결과만을 근거로 처분시스템을 설계하였다. 따라서 본 연구에서는 열-수리-역학적인 복합거동 특성을 반영하여 한국형 기준 처분시스템의 성능을 TOUGH2-MP/FLAC3D를 이용하여 평가하였다. 고준위방사성폐기물이 처분된 이후 방사성 붕괴열에 의해 처분시스템의 온도는 급격히 증가하다가 붕괴열의 감소로 온도는 서서히 감소하였으며, 해석 기간 1,000년 동안 벤토나이트 완충재의 최고 온도는 설계 기준인 $100^{\circ}C$ 이하로 유지되는 것으로 나타났다. 처분용기와 벤토나이트 완충재의 계면에서의 최고 온도는 약 3.21년이 지난 시점에 용기의 중간 지점에서 약 $96.2^{\circ}C$로 나타났으며, 암반에서의 최고 온도는 폐쇄 후 약 17년이 지난 시점에서 약 $68.2^{\circ}C$로 계산되었다. 처분용기 부근 벤토나이트 완충재는 처분 초기에 온도 변화에 따른 건조현상이 발생하여 포화도가 감소하지만, 시간이 지남에 따라 주변 암반으로부터의 지하수 유입에 의해 포화도가 증가하는 것으로 계산되었다. 이후, 벤토나이트 완충재 및 뒷채움재 모두 약 266년 이후 완전히 포화되는 것으로 계산되었다. 처분시스템에서의 온도 변화에 따른 열응력 그리고 벤토나이트 완충재 및 뒷채움재의 팽윤압으로 인한 응력 변화가 처분장 주변 암반에 미치는 영향을 평가하고자 수치해석에서 계산된 응력을 스폴링 강도(spalling strength)와 Mohr-coulomb 파괴 기준식과 비교하였다. 계산 결과 일축압축강도와 스폴링 강도에 도달하지 않는 것으로 나타나 처분시스템이 스폴링에 의한 파괴는 나타나지 않을 것으로 판단되며, Mohr-coulomb 파괴 기준 역시 충족하는 것으로 나타났다. 본 연구에서 사용된 수치해석 코드와 방법론은 다양한 조건에서의 한국형 기준 처분시스템에 대한 성능평가뿐만 아니라, 복층 처분시스템에 대한 설계와 성능평가에 활용될 수 있을 것으로 판단된다.

• 생명과학회지
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• 제30권6호
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• pp.570-579
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• 2020

Pre-mRNA의 스플라이싱은 진핵생물 유전자의 적절한 발현에 매우 중요한 역할을 한다. 선택적 스플라이싱은 스플라이싱 위치가 서로 다르게 인식될 때 발생하며 동일한 pre-mRNA로부터 둘 이상의 전사체와 단백질을 생성할 수 있다. 스플라이싱 위치의 결정은 스플라이소솜과 SR 단백질, hnRNP, CBP 등의 스플라이싱 인자에 의해 조절된다. 고온, 저온, 고염, 건조, 저산소 등 다양한 환경 스트레스 조건에서 식물의 많은 스트레스 반응 유전자에 대해 선택적 스플라이싱이 일어나는 것이 알려져 있으며, 이러한 선택적 스플라이싱은 식물이 환경 변화에 적응하기 위한 중요한 기작 중 하나로 여겨진다. 저온, 고온, 고염, 건조 스트레스 조건에서는 스플라이싱 인자의 발현이 변하거나 또는 정상 조건에서와는 다른 스플라이싱 활성을 가짐으로써 선택적 스플라이싱이 일어난다. 환경 스트레스 반응 유전자의 스플라이싱 이소형은 각각 환경 스트레스에 대해 서로 다른 반응을 보이는데 생성되는 조직이 서로 다르기도 하고, 일부 이소형은 넌센스-매개 분해에 의해 분해되기도 한다. 스플라이싱 이소형의 단백질은 환경 스트레스 조건에서 정상 조건과 비교하여 세포 내 위치가 다르기도 하고, 전사인자 또는 효소로서 다른 활성을 가지기도 한다. 이러한 다양한 연구에도 불구하고 식물의 환경 스트레스 반응에서 선택적 스플라이싱에 대한 연구는 일부 스트레스와 유전자에 국한 되어 있고, 아직 분자 기전이 제대로 밝혀지지 않은 부분이 많아 앞으로 더 많은 연구가 필요하다.

• 터널과지하공간
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• 제11권3호
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• pp.257-269
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• 2001

지하 500 m의 화강암반내 단층지역에 위치한 지하 방사성폐기물 처분장의 구조거동을 이해하기 위하여 수치 해석을 수행하였다. 해석에는 2차원 해석코드인 UDEC을 사용하였다. 해석모델은 화강암반, 처분공내의 압축 벤토나이트로 둘러싸인 PWR 사용후 핵연료 처분용기 및 처분동굴내에 채워진 혼합 벤토나이트를 포함한다. 한 개의 단층이 처분동굴의 지붕과 벽이 만나는 지점을 33, 45, 및 $58^{\circ}$의 각도로 관통하는 세가지 다른 경우게 대한 구조거동을 비교, 분석하였다. 그리고 $45^{\circ}$단층의 경우에 대해서는 수리역학적, 열역학적, 및 열수리역학적 상호작용 거동을 해석하고 비교, 분석하였다. PWR 사용후 핵연료내의 방사성 물질로부터 나오는 시간의존 방사성 붕괴열에 의한 영향을 해석하였다. 지하수위는 지표면 아래 10 m로 가정하였고, 지하수해석은 정류 알고리즘을 사용하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.151-159
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• 2017

고준위 방사성폐기물로 분류되는 사용후핵연료를 현재 기술로 가장 안전한 격리 방법으로는 500 m 심도의 안정한 암반에 심지층 처분하는 방법으로, 가장 중요한 요건은 공학적방벽인 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 초과하지 않도록 시스템을 설계하는 것이다. 국내의 경우 전체 전력 소요량의 약 30% 정도를 차지하고 있는 원자력발전으로 발생되는 사용후핵연료의 양은 지속적으로 증가하여 누적되고 있어, 이들을 처분하기 위한 소요면적도 증가하고 있다. 따라서, 본 연구에서는 처분면적을 감소시킴으로써 처분효율을 향상시키기 위한 목적으로 다양한 복층처분 개념을 도출하였다. 이를 바탕으로 중요한 처분시스템 요건 만족여부를 확인하기 위하여 열해석을 수행하고 그 결과를 분석하여 처분시스템 열적 안정성을 평가하였다. 평가결과, 기준시스템 위치인 500 m 심도로부터 상부 또는 하부로 75 m를 이격한 심도에 복층으로 처분시스템 구축이 가능하였으며, 실제 부지특성자료에 따른 상세 분석이 요구된다. 본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 처분시스템 설계에 활용될 것으로 사료된다.