• 한국ITS학회 논문지
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• 제9권5호
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• pp.38-48
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• 2010

이상기후는 도로교통 사고 위협요소로써 빈번하게 심각한 영향을 주고 있다. 특히, 도로교통에서 기상변화 또는 재해에 의한 영향은 장대교량, 터널, 사면 및 결빙 지역에서 영향이 크기 때문에 이들 지역에 대한 관심 있는 관리가 필요하며 발생할 수 있는 사고를 줄이기 위해서도 집중적인 도로 관리와 도로 기상 정보 제공 및 조기 경보, 도로 순찰, 교통통제와 같은 요소들이 필요하다. 도로의 눈과 결빙은 제설로 위험을 줄일 수는 있으나, 강풍은 피할 수 없는 요소이다. 본 연구에서는 도로 기상 정보와 기후, 재해 정보를 활용하여 국지 지역에서 안전운전을 위한 경보 정보를 설계를 하고자 한다. 극한 기상에 노출된 운전자를 위한 최상의 경보 정보 설계는 도로 상황 감시 개선, 도로 기상정보 감시, 정확한 사용자 정보전달들이 될 것이며, 또한 바람 및 재해 상황에 대한 통계, 표면 조건 통계, 차종 및 차종에 따른 바람에 의한 사고 통계와 조기 경보 정책과 교육들도 이를 위해서는 수반되어야 할 요소들이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.37-46
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• 2019

사고저항성 핵연료의 일환으로 $UO_2$ 입자가 세라믹 셀 벽으로 둘러싸인 미세구조를 갖는 세라믹 미소셀 $UO_2$ 소결체를 개발 중이다. 이는 핵분열생성물들을 $UO_2$ 펠렛 내에 포집하여 펠렛 외부로의 방출을 저감함으로써 봉내압 상승을 완화하고 응력부식균열 발생률을 낮춘다. 생성량이나 방사능 측면에서 위험한 핵분열생성물 중 하나로 여겨지는 세슘은 세라믹 미소셀소결체 내에서 셀 물질과 화학반응 하여 포집될 수 있다. 따라서, 세슘 포집능은 해당 화학반응의 열역학적, 속도론적 특성에 의해 결정된다. 역으로, 미소셀 소결체의 조성설계 시 해당 반응에 대한 열역학적 예측이 필수적이다. 본 연구는 세라믹 현재 개발 중인 여러 미소셀 조성(Si-Ti-O, Si-Cr-O, Si-Al-O)에 대해 세슘의 포집능을 평가하는 열역학적 계산을 다룬다. 계산에 앞서 먼저 HSC Chemistry를 이용해 세슘과 셀 물질의 물리/화학적 상태를 정의한 후, LWR 정상운전 모사환경에서 계산된 세슘포텐셜(${\Delta}G_{Cs}$)과 산소포텐셜(${\Delta}G_{O_2}$)에 근거하여 세슘포집 반응성을 평가하였다. 계산 결과에 근거하면, 세슘 포집반응은 상기 모든 조성에서 자발적일 것으로 예상되며 이로써 조성설계의 근거를 제시함과 동시에 세슘의 포집능을 평가하는 효과적인 방법을 제공한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권2호
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• pp.109-117
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• 2014

방사선비상계획은 원자력시설에 대한 사고해석을 통해 산출한 방사선원항과 기상자료에 근거한 선량평가 결과를 기초로 비상계획이 필요한 거리를 산출하고, 비상계획이 필요한 거리 내에 거주하고 있는 거주민에 대한 옥내대피, 소개, 갑상선방호 등의 보호조치 계획을 수립하는 방식으로 이루어진다. 본 연구에서는 연구용원자로 '하나로'에서 가상할 수 있는 최대사고 조건 하에서 부지내외 거주자에 대한 보호조치 전 후의 선량변화를 1년간 기상자료에 기초하여 확률론적으로 평가하고, 국제방사선방호위원회의 2007년 권고에서 제시한, 비상피폭상황에서 보호조치 이후 잔여선량으로 정의된 참조준위 개념을 사용하여, 최적의 보호조치 유형을 도출하였다. 하나로의 경우 최대 가상사고시 최적의 보호조치 유형은 반경 300 m 이내 거주자 소개, 반경 800 m 이내 거주자 옥내대피로 평가되었으며, 갑상선방호는 반경 600 m 이내 거주자에 국한하여 해당되는데 이 지역 거주자가 소개 또는 옥내대피시는 방사능방재요원 외에 필요가 없는 것으로 평가되었다.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2013년도 춘계학술대회
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• pp.1017-1019
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• 2013

핵폭발이나 원자력 발전시설 사고와 같이 대규모 방사선사고 발생 시 주변지역은 감응방사선 또는 방사선 낙진으로 인해 오염된다. 이러한 오염지역을 원격에서 탐지하여 오염물질에 대한 분포 및 오염 정도를 확보한다면 오염물질 제거뿐만 아니라 오염에 대한 피해를 최소화 할 수 있다. 본 논문에서는 오염 물질을 탐지하기 위해 스테레오로 구성할 검출기 개발의 일환으로 MCNP코드를 이용하여 검출기의 차폐체 및 콜리메이터를 설계하고 임의 위치의 방사선원으로부터 검출되는 선량을 전산모사 후 결과를 분석하였다. 본 논문의 결과는 방사선 탐지를 위한 효율적인 검출기 구조를 설계를 위한 기초자료로 활용될 것이다.

• 한국재난정보학회 논문집
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• 제9권4호
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• pp.521-531
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• 2013

재난 대비 임시거주시스템 활용을 위한 비상대응 시나리오 설계를 통하여 신속한 비상사고 유형 파악과 그에 따른 적절한 비상대응절차의 적용은 사고 피해를 최소화하기 위하여 매우 중요하다. 따라서 본 연구에서는 재난 발생 시 예상되는 비상사고의 잠재 가능성을 분석하여 발생 가능한 비상사고 시나리오를 도출하였고 이러한 재난 대비 임시거주 비상 시나리오를 기본으로 하여 시나리오에 따른 비상대응 및 복구 방안을 도출 하였다. 또한 비상대응시나리오의 각 이벤트별로 비상대응 시 취해져야할 비상대응에 필요한 요구사항을 행동 주체별 대응 단계별로 정의하였다. 또한 비상대응 주체별 단계별 시나리오 구성을 통해 재난 발생 시 신속하고 종합적인 비상대응이 이루어 질 수 있는 기반을 마련하였다.

• 한국안전학회지
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• 제33권5호
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• pp.141-149
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• 2018

In a PCB factory, there is a corrosive chemical substance supply system that can causes major leakage accidents. These accidents can give rise to shut down the factory and do residents damage that cause enormous loss of properties. To mitigate these risks, it is necessary to provide a chemical disaster prevention system. Moreover, after considering the situation and environment of the production site, it is of great importance to build an optimal chemical accident prevention system by reflecting risk reduction measures from the point of process design and by assessing quantitative risk based on reliability data. However, because there was no established database of the reliability about facilities and equipment that can be used in the domestic, the business site and consulting organization had being used the reliability data such as USA CCPS(Center for Chemical Process Safety). In these days, Korean institutes are studying on reliability data utilization method of quantitative risk assessment for preventing chemical accidents and domestic utilization algorithms and storage bed of reliability data. This study presents samples of reliability database about the chemical substance supply system that constructed from the history data such as failure, maintenance for 10 years at a PCB factory. Also, this work proposes the safety design criteria for supply facilities of corrosive chemical substance by assessing quantitative risk on the basis of the reliability data.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권7호
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• pp.1414-1422
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• 2017

Remote response technology has advanced to the extent that a robot system, if properly designed and deployed, may greatly help respond to beyond-design-basis accidents at nuclear power plants. Particularly in the aftermath of the Fukushima accident, there is increasing interest in developing disaster robots that can be deployed in lieu of a human operator to the field to perform mitigating actions in the harsh environment caused by extreme natural hazards. The nuclear robotics team of the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) is also endeavoring to construct disaster robots and, first of all, is interested in finding out to what extent safety benefits can be achieved by such a disaster robotic system. This paper discusses a new approach based on the probabilistic risk assessment (PRA) technique, which can be used to quantify safety benefits associated with disaster robots, along with a case study for seismic-induced station blackout condition. The results indicate that to avoid core damage in this special case a robot system with reliability > 0.65 is needed because otherwise core damage is inevitable. Therefore, considerable efforts are needed to improve the reliability of disaster robots, because without assurance of high reliability, remote response techniques will not be practically used.

• 한국안전학회지
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• 제33권3호
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• pp.92-98
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• 2018

The flow of cooling water in a passive containment cooling system (PCCS), used to remove heat released in design basis accidents from a concrete containment of light water nuclear power plant, was conducted in order to investigate the thermo-fluid equilibrium among many parallel tubes of PCCS. Numerical simulations of the subcooled boiling flow within a coolant loop of a PCCS, which will be installed in innovative pressurized-water reactor (PWR), were conducted using the commercially available computational fluid dynamics (CFD) software ANSYS-CFX. Shear stress transport (SST) and the RPI model were used for turbulence closure and subcooled flow boiling, respectively. As the first step, the simplified geometry of PCCS with 36 tubes was modeled in order to reduce computational resource. Even and uneven thermal loading conditions were applied at the outer walls of parallel tubes for the simulation of the coolant flow in the PCCS at the initial phase of accident. It was observed that the natural circulation maintained in single-phase for all even and uneven thermal loading cases. For uneven thermal loading cases, coolant velocity in each tube were increased according to the applied heat flux. However, the flows were mixed well in the header and natural circulation of the whole cooling loop was not affected by uneven thermal loading significantly.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권7호
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• pp.1037-1042
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• 2018

The present study aims to assess the excess induced reactivity in a Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) for a Beyond Design Basis Accident (BDBA) scenario. The BDBA scenario as defined in the Safety Analysis Report (SAR) of the reactor involves sticking of the control rod and filling of the inner and outer irradiation sites with water. At the end of the MNSR core life, 10.95 cm of Beryllium is added to the top of the core as a reflector which affects some neutronic parameters such as effective delayed neutrons fraction (${\beta}_{eff}$), the reactivity worth of inner and outer irradiation sites that are filled with water and the reactivity worth of the control rod. Given those influences and changes, new neutronic calculations are required to be able to demonstrate the reactor safety. Therefore, a validated MCNPX model is used to calculate all neutronic parameters at the end of the reactor core life. The calculations show that the induced reactivity in the BDBA scenario increases at the end of core life to $7.90{\pm}0.01mk$ which is significantly higher than the induced reactivity of 6.80 mk given in the SAR of MNSR for the same scenario but at the beginning of the core's life. Also this value is 3.90 mk higher than the maximum allowable operational limit (i.e. 4.00 mk).

• 한국산업정보학회논문지
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• 제25권6호
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• pp.1-13
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• 2020

본 논문에서는 원전 비상 상황 발생 시 다수의 신호 오류가 발생했을 때 어떤 신호에 오류가 발생했는지를 추정하는 신호 오류 식별 (Fault identification) 방법론을 개발하였다. 변분 오토인 코더 (Variational autoencoder; VAE) 기반 모델은 기존의 이상 탐지 방법론과 같이 정상 신호 데이터만을 이용하여 훈련이 진행되며, 이후 각 신호에 대한 복원 오차 (Reconstruction error)와 복원 오차를 입력의 특정 부분으로 미분한 값을 이용하여 어떤 부분에 오류가 포함되어 있는지를 예측한다. 데이터 취득을 위하여 시뮬레이션을 수행하였으며, 일련의 실험으로부터 제시한 신호 오류 식별 방법이 적절한 오차 범위 내에서 오류가 발생한 신호를 특정할 수 있음을 확인하였다.