• 제목/요약/키워드: KRR-1&2

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국내 연구용원자로 전출력 내부사건 1단계 확률론적안전성평가 (Internal Event Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Korea Research Reactor)

  • 이윤환;장승철
    • 한국안전학회지
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    • 제36권3호
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    • pp.66-73
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    • 2021

  • This report documents the results of an at-power internal events Level 1 Probabilistic Safety Assessment (PSA) for a Korea research reactor (KRR). The aim of the study is to determine the accident sequences, construct an internal level 1 PSA model, and estimate the core damage frequency (CDF). The accident quantification is performed using the AIMS-PSA software version 1.2c along with a fault tree reliability evaluation expert (FTREX) quantification engine. The KRR PSA model is quantified using a cut-off value of 1.0E-15/yr to eliminate the non-effective minimal cut sets (MCSs). The final result indicates a point estimate of 4.55E-06/yr for the overall CDF attributable to internal initiating events in the core damage state for the KRR. Loss of Electric Power (LOEP) is the predominant contributor to the total CDF via a single initiating event (3.68E-6/yr), providing 80.9% of the CDF. The second largest contributor is the beam tube loss of coolant accident (LOCA), which accounts for 9.9% (4.49E-07/yr) of the CDF.

  • https://doi.org/10.14346/JKOSOS.2021.36.3.66 인용 PDF KSCI

연구로 2호기 동위원소생산시설 해체활동 평가 (Evaluation on the Dismantling Activities of the KRR-2 Radioisotope Production Facilities)

  • 박승국;천은영;박진호
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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    • pp.671-675
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    • 2003

  • 연구로 1,2호기 해체 사업이 본격적으로 착수하게 됨에 따라 2001년 8월부터 2002년 12월까지 연구로 2호기 부속시설인 동위원소 생산시설을 제염 및 해체하였다. 이 시설은 동위원소 생산용 콘크리트 핫셀, 납 핫셀 및 실험실로 구성되어 있다. 제염ㆍ해체의 대상물은 흄후드, 실험대, 씽크 및 오염된 내부 시설물이다. 안전한 해체 활동을 위해서 각종 지침서 및 절차서가 수립되었다. 해체 활동을 위해 총 20,933 man-hour의 인력이 소요되었고, 드릴링 머신 등 여러 장비가 투입되었다. 실험실에서의 최대 오염도는 유리성 오염도가 $\beta$ : 9.24 Bq/$\textrm{cm}^2$이였고, 고착성 오염도는 350,000 cpm이였다. 해체폐기물은 콘크리트류, 목재류 및 철재류 등으로 총 62.146 Ton이고, 작업자들의 피폭량은 0.33 mam-mSv로 나타났다.

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