• Korean Chemical Engineering Research
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• 제57권1호
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• pp.28-41
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• 2019

본 연구는 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통의 성능 해석을 목적으로 한다. 증기발생기의 전열관 파단에 의한 대규모 물 누출 사고 발생 시, 증기발생기 전열관 내측의 물을 급수덤프탱크로 배출하고 전열관 외측의 소듐 및 반응생성물을 소듐덤프탱크로 배출 할 때 유체의 거동을 해석하여 계통 설계요건의 적절성을 평가하였다. 증기발생기 쉘 측의 액체와 중간열전달계통 내 소듐이 모두 배출되는데 소요되는 시간은 약 50초이고, 증기발생기 전열관 측의 급수가 모두 배출되는데 소요되는 시간은 약 2.5초로 계산되었다. 증기발생기와 중간열전달계통 내 유체가 덤프탱크로 배출되는 동안 전열관 측의 압력은 쉘 측의 압력보다 높게 유지되어 쉘 측의 소듐이 전열관 측으로 역류하는 현상은 없는 것으로 해석되었다. 본 연구의 결과는 SFR 원형로 소듐-물반응압력완화계통의 성능 평가에 대한 기초자료로 활용할 예정이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권3호
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• pp.240-252
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• 2015

In the original licensing application for the prototype fast-breeder reactor, MONJU, the event progression during an unprotected loss of flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, was evaluated. Through this evaluation, it was confirmed that radiological consequences could be suitably limited even if mechanical energy was released. Following the Fukushima-Daiichi accident, a new nuclear safety regulation has become effective in Japan. The conformity of MONJU to this new regulation should hence be investigated. The objectives of the present study are to conduct a preliminary evaluation of ULOF for MONJU, reflecting the knowledge obtained after the original licensing application through CABRI experiments and EAGLE projects, and to gain the prospect of in-vessel retention for the conformity of MONJU to the new regulation. The preliminary evaluation in the present study showed that no significant mechanical energy release would take place, and that thermal failure of the reactor vessel could be avoided by the stable cooling of disrupted-core materials. This result suggests that the prospect of in-vessel retention against ULOF, which lies within the bounds of the original licensing evaluation and conforms to the new nuclear safety regulation, will be gained.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권1호
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• pp.25-44
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• 2011

KAERI has been operating an integral effect test facility, ATLAS (Advanced Thermal-Hydraulic Test Loop for Accident Simulation), for accident simulations of advanced PWRs. Regarding integral effect tests, a database for major design basis accidents has been accumulated and a Domestic Standard Problem (DSP) exercise using the ATLAS has been proposed and successfully performed. The ATLAS DSP aims at the effective utilization of an integral effect database obtained from the ATLAS, the establishment of a cooperative framework in the domestic nuclear industry, better understanding of thermal hydraulic phenomena, and an investigation of the potential limitations of the existing best-estimate safety analysis codes. For the first ATLAS DSP exercise (DSP-01), integral effect test data for a 100% DVI line break accident of the APR1400 was selected by considering its technical importance and by incorporating comments from participants. Twelve domestic organizations joined in this DSP-01 exercise. Finally, ten of these organizations submitted their calculation results. This ATLAS DSP-01 exercise progressed as an open calculation; the integral effect test data was delivered to the participants prior to the code calculations. The MARS-KS was favored by most participants but the RELAP5/MOD3.3 code was also used by a few participants. This paper presents all the information of the DSP-01 exercise as well as the comparison results between the calculations and the test data. Lessons learned from the first DSP-01 are presented and recommendations for code users as well as for developers are suggested.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권3호
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• pp.175-182
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• 1986

원자력 1호기의 설계 기준 사고인 외부 전원 상실 사고를 열, 수력학적 최적 계산용 코드인 RELAP5/MOD1/NSC를 사용하여 모의하였다. 본 분석은 최적 계산모델로 수행되었으나, 사고 전개 및 가정등 보수성을 갖는 평가 방법에 의거하였다. 해석결과중 노심평균온도, 증기발생기 및 가압기 수위 등의 중요한 열·수력학적 변수를 원자력 1호기의 최종 안전성 분석보고서의 결과와 비교하였다. 본 해석결과에서 노심평균온도와 가압기 수위는 보다 낮게, 증기발생기 수위는 보다 높게 나타남으로써 더 향상된 안전한계치를 확인하였다. 이것은 본 해석에서 최적 열·수력 모델을 사용하였을 뿐만 아니라 초기치로써 최적 값을 택하였기 때문에 얻어지는 결과이며, 또한 이와 같은 유형의 산고 (2차 계통의 열제거 능력 상실 사고)에서 원자력 1호기의 안전성을 더욱더 입증시켜 주는 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권8호
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• pp.1025-1044
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• 2009

Systematic research has been conducted by KAERI to develop a supercritical carbon dioxide Brayton cycle energy conversion system coupled with a sodium cooled fast reactor. For the development of the supercritical $CO_2$ Brayton cycle ECS, KAERI researched four major fields, separately. For the system development, computer codes were developed to design and analyze the supercritical $CO_2$ Brayton cycle ECS coupled with the KALIMER-600. Computer codes were developed to design and analyze the performance of the major components such as the turbomachinery and the high compactness PCHE heat exchanger. Three dimensional flow analysis was conducted to evaluate their performance. A new configuration for a PCHE heat exchanger was developed by using flow analysis, which showed a very small pressure loss compared with a previous PCHE while maintaining its heat transfer rate. Transient characteristics for the supercritical $CO_2$ Brayton cycle coupled with KALIMER-600 were also analyzed using the developed computer codes. A Na-$CO_2$ pressure boundary failure accident was analyzed with a computer code that included a developed model for the Na-$CO_2$ chemical reaction phenomena. The MMS-LMR code was developed to analyze the system transient and control logic. On the basis of the code, the system behavior was analyzed when a turbine load was changed. This paper contains the current research overview of the supercritical $CO_2$ Brayton cycle coupled to the KALIMER-600 as an alternative energy conversion system.

• 전기학회논문지P
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• 제63권2호
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• pp.61-68
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• 2014

Function of battery bank stores energy for DC load in general, and DC power system of the nuclear power plant is used to supply DC loads for safety- featured instrumentation and control such as inverter, class 1E power system control and indication, and station annunciation. Class 1E DC power system must provide a power for the design basis accident conditions, and adequate capacity must be available during loss of AC power and subsequent safe shutdown of the plant. In present, batteries of Class 1E DC power system of the nuclear power plant uses lead-acid batteries. Class 1E batteries of nuclear power plants in Korea are summarized in terms of specification, such as capacity, discharge rate, bank configuration and discharge end voltage, etc. This paper summarizes standards of determining battery size for the nuclear power plant, and analyzes duty cycle for the class 1E DC power system of nuclear power plant. Then, battery cell size is calculated as 2613Ah according to the standard. In addition, this paper analyzes performance test results during past 13 years and shows performance degradation in the battery bank. Performance tests in 2001 and 2005 represent that entire battery cells do not reach the discharge-end voltage. Howeyer, the discharge-end voltage is reached in 14.7% of channel A (17 EA), 13.8% of channel B (16 EA), 5.2% of channel C (6 EA) and 16.4% of channel D (19 EA) at 2011 performance test. Based on the performance test results analysis and size calculation, battery capacity and degradation by age in Korearn nuclear power plant is discussed and would be used for new design.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제20권6호
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• pp.931-946
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• 2018

도심지에서의 공동구의 활용성 증가에 따라 쉴드 TBM 공법이 적용된 터널식 공동구의 시공 및 연구개발이 활발히 진행되고 있다. 터널식 공동구는 지하굴착 공사로써 건설안전에 상대적으로 취약하지만, 건설업 재해율 감소를 위한 설계안전성 검토 제도 도입에도 불구하고 터널식 공동구 건설에 적합한 위험요소가 제대로 알려져 있지 않다. 따라서 본 연구에서는 터널식 공동구에 적합한 안전 위험요소를 발굴하고 이중에서 중점으로 관리되어야 할 핵심 안전 위험요소를 도출하였다. 도출된 핵심 안전 위험요소는 매트릭스 기법을 적용하여 위험성 평가를 실시함으로써 공동구 계획, 설계 및 시공 단계의 위험성 평가 및 주요 참고 자료로 사용될 수 있도록 하였다.

• Journal of Platform Technology
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• 제10권4호
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• pp.91-96
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• 2022

오늘날 기술이 국가 경쟁력과 직결되는 기술패권 경쟁의 흐름 속에서 연구개발 투자뿐만 아니라 연구개발에 대한 보안중요성이 강조되고 있다. 그러나 연구개발 보안사고 발생이 가져오게 되는 위험성에도 불구하고 연구산출물에 대한 유출사고는 계속해서 발생하고 있다. 본 연구는 이러한 문제를 해결하고자 연구개발 산출물에 대한 유출사고의 사례를 분석하여, 연구기관 중심의 거시적인 보안관리체계보다는 연구현장에 있는 연구자에 대한 규정 개발이 시급하다는 1차적 결론을 도출하였고, 그 다음 현장 관찰방법론을 통해 연구자 중심의 보안대책 설계 방향을 크게 4가지로 세분화하였다. 본 연구를 통해 도출된 연구자 보안대책 설계 방향은 향후 연구 현장에 특화된 규정 및 연구기관 보안 관리 체계 개발을 위한 기초자료로 활용될 것으로 기대한다.

• 대한토목학회논문집
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• 제30권4D호
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• pp.395-402
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• 2010

도로 곡선부에서는 운전자의 시각변화로 인해 속도변화가 크게 발생하여 직선부에 비해 상대적으로 사고심각도가 크게 나타난다. 특히, 곡선부에서 발생하는 위험요소 중 하나인 시각왜곡현상은 도로 기하구조에 따라 다르게 나타난다. 실제 곡선부 시각왜곡현상은 도로설계 시 반드시 고려되어야 하는 주요 설계요소임에도 불구하고, 이에 대한 정량적 설계기준 수립연구가 미흡한 실정이다. 이에 시각왜곡현상을 고려한 곡선부 도로 설계기준 수립이 절실히 요구되어진다. 본 연구에서는 곡선부 운전자 행태와 운전자 시각특성 및 인지곡선반경에 관한 선행 연구를 고찰하고, 지방부 2차로 곡선부 시각왜곡현상을 고려하여 수학적 기법을 적용한 이론적 인지곡선반경 모형식을 개발하였다. 또한, 이론적 인지곡선반경 모형식을 토대로 이론적 시각왜곡도를 산출한 후, 기존 연구의 경험적 시각왜곡도와 비교 분석을 통하여 이론적 인지곡선반경 모형식의 오차범위를 검증하였다. 그 결과, 이론적 인지곡선반경 모형식에서 실제 곡선반경이 증가할수록 오차범위가 감소하는 추세로 나타나 실제 도로 곡선부의 특성을 잘 반영하는 것으로 나타났다. 본 연구의 결과를 토대로, 향후 도로 곡선부 설계시 안전상의 결함을 사전에 제거함으로써 도로 곡선부 위험요소를 최소화하고, 인간공학적 도로설계기준 개발 향상에 이바지할 수 있을 것으로 판단된다.

• 가정과삶의질연구
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• 제23권2호
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• pp.11-22
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• 2005

The purpose of this study is 1) to clarify that the house is no long the safe place through the cases of the senior safety accidents and to argue the need for housing repair and 2) to present the minimum standards for housing repair by comparing the cases here as well as the abroad and to back up the standards with the current senior housing environment 300 people at least 60 years old living in Seoul$\cdot$Metropolitan area were interviewed using the structured questionnaire. As the result, the following conclusions were made: 1. There was high accident rates of the senior residents due to physical deficits within the house, causing excessive medical cost and decreased housing satisfaction. This problem can be sufficiently prevented by housing repair which can not only solve the safety problem but also support self sufficient living for the senior residents. 2. Proper housing repair required the architectural know how as well as the expertise knowledge of the physical characteristics of the senior people. Therefore, it is essential to secure the professional (i.e., occupational therapist) who can analyze the needs of the senior residents and evaluate and/or predict the obstacles during repair. Furthermore, development and distribution of the standardized manual are also needed. 3. The minimum standard for housing repair could be approached in view of 'barrier-free' concept. First, the bumps should be removed, slippery prevented, and safety grab-bar installed for safety. Second, the entrance should be widened and the bathroom and kitchen restructured to support for the senior residents' self sufficiency. To make housing repair policy more efficient, the legal basis is required. It can be incorporated into the existing senior citizens 'Welfare Act' or the 'Senior Residents Medical Insurance' which will be effective starting in 2007.