• 한국안전학회지
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• 제37권4호
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• pp.129-138
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• 2022

A new method for injecting cooling water into the Korean research reactor (KRR) in the event of beam tube rupture is proposed in this paper. Moreover, the research evaluates the risk to the reactor core in terms of core damage frequency (CDF). The proposed method maintains the cooling water in the chimney at a certain level in the tank to prevent nuclear fuel damage solely by gravitational coolant feeding from the emergency water supply system (EWSS). This technique does not require sump recirculation operations described in the current procedure for resolving beam tube accidents. The reduction in the risk to the core in the event of beam tube rupture that can be achieved by the proposed change in the cooling water injection design is quantified as follows. 1) The total CDF of the KRR for the proposed design change is approximately 4.17E-06/yr, which is 8.4% lower than the CDF of the current design (4.55E-06/yr). 2) The CDF for beam tube rupture is 7.10E-08/yr, which represents an 84.1% decrease compared with that of the current design (4.49E-07/yr). In addition to this quantitative reduction in risk, the modified cooling water injection design maintains a supply of pure coolant to the EWSS tank. This means that the reactor does not require decontamination after an accident. Thermal hydraulic analysis proves that the water level in the reactor pool does not cause damage to the nuclear fuel cladding after beam tube rupture. This is because the amount of water in the chimney can be regulated by the EWSS function. The EWSS supplies emergency water to the reactor core to compensate for the evaporation of coolant in the core, thus allowing water to cover the fuel assemblies in the reactor core over a sufficient amount of time.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.660-664
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• 2003

연구로 1,2호기 해체과정에서 발생되는 많은 양의 금속폐기물 중 자체처분대상 금속폐기물을 대상으로 재활용하는 경우에 대해서 피폭방사선량을 평가하고, 규제해제농도기준(안)을 도출하였다. 평가도구는 ,RESRAD-RECYCLE ver 3.06을 이용하여 ICRP60에서 제시하고 있는 유효선량 개념에 근거한 내부피폭 선량환산인자를 수정하였고, IAEA Safety Series III-P-1.1 및 NUREG-1640을 적용하여 예상되는 최대개인선량 및 집단선량을 평가하였다. 0.4Bq/g의 금속폐기물에 대한 RESRAD-RECYCLE 전산코드의 평가결과 개인최대선량 및 집단선량은 23.9 ${\mu}Sv/y$, 0.11 man$\cdot$Sv/y이다. 최종적인 핵종별 규제해제농도기준은 일반평가방법과 세부평가결과를 종합하여 가장 보수적인 평가결과를 추출하여 결정하였다. 그 결과 $Co^60$, $Cs^137$ 핵종에 대한 규제해제농도준위는 $1.67{\times}10_{-1}$ Bq/g미만이 되어야 국네 원자력법에서 정하고 있는 처분제한치(최대개인선량 : 10${\mu}Sv/y$, 집단선량 : 1man$\cdot$Sv/y)를 만족할 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권6호
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• pp.610-618
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• 2002

A study of the conceptual data modeling to realize the decommissioning database on the HRR-1&2 was carried out. In this study, the current state of the abroad decommissioning database was investigated to make a reference of the database. A scope of the construction of decommissioning database has been set up based on user requirements. Then, a theory of the database construction was established and a scheme on the decommissioning information was classified . The facility information, work information, radioactive waste information, and radiological information dealing with the decommissioning database were extracted through interviews with an expert group and also decided upon the system configuration of the decommissioning database. A code which is composed of 17 bit was produced considering the construction, scheme and information. The results of the conceptual data modeling and the classification scheme will be used as basic data to create a prototype design of the decommissioning database.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2002년도 춘계 학술발표회 논문집
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• pp.43-48
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• 2002

연구로 1호기와 2호기의 해체 DB 구축을 위한 정보전략계획(ISP: Information Strategy Planning)연구가 수행되었다. 해체 DB 구축 범위를 설정하기 위해 사용자 요구사항과 정보 자료 중요도를 분석하였고, 해체 DB 개념을 정립하였으며, 해체와 관련한 정보 및 자료들의 분류 체계를 확립하였다. 해체와 관련한 20여종의 자료 수집과 연구로 1, 2호기 시설방문을 통한 시설조사 및 현황, 그리고 연구로 해체 설계자와 방사성폐기물 관리 전문가, 방사선안전관리 전문가와의 면담을 통하여 해체 시설정보, 작업자 정보, 폐기물 정보, 그리고 방사선학적 정보를 도출하였다. 또한 해체 정보들을 코드화하였다. 연구를 통하여 얻어진 해체 데이터 모델링 결과와 해체 정보들에 대한 분류 체계 결과는 해체 DB Prototype 설계를 위한 기초자료로 활용될 것이다.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2004년도 춘계학술발표대회
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• pp.85-88
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• 2004

해체 활동 시작 단계에서부터 최종처리까지 발생되는 일련의 모든 자료를 체계적이고 과학적으로 관리할 수 있는 해체 DB structure를 구축하기 위하여 해체 정보 전략 계획을 수립하였고, 해체 DB 정보 영역을 분류하여 세부항목을 도출하였으며, 시스템 개발 도구 및 운영환경을 설정하였다. 자료흐름도(DFD)와 개체 관계도(ERD)를 이용하여 해체 자료 구조를 최적화하였고, Prototype 과정을 거쳐 해체 자료가 체계적으로 저장 관리 될 수 있도록 프로그램을 개발 하였다. 현재(2001년6월부터 2003년12월)까지 연구로 해체활동을 통해 발생한 해체 현장 자료를 이용하여 해체 DB 시스템을 시험한 결과 무작위로 데이터를 추출하여 집계한 결과와 잘 일치하고 있음을 확인하였다.

• International Journal of Contents
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• 제16권2호
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• pp.102-108
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• 2020

The purpose of this study was to estimate and analyze the potential radiation dose that the future visitors and the cleaning staff will be exposed to when the KRR-1 reactor is converted into a memorial hall. The radiation doses were estimated using the RESRAD-BUILD software, where case, building, receptor, shielding, and source parameters were applied as the input data. Also, the basic data for the assessment of the radiation doses were determined in an indirect manner using the data on the waste generated during the decommissioning process of the reactor. The assessment results indicate that the potential radiation dose to the visitors and the cleaning staff will be less than 1 mSv, the annual dose limit for the general public. However, if anyone for a significant period of time is close to the reactor, the overall dose will increase. The radiation dose for the future visitors and the cleaning staff was determined to be lower than the annual dose limit for the general public. Given such a risk, systematic measures, such as periodic monitoring or limiting hours, are imperative.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권1호
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• pp.19-27
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• 2007

추출크로마토그래피법과 액체섬광계수법을 이용하여 고체 시료중의 $^{55}Fe$와 $^{63}Ni$ 방사능을 측정할 수 있는 분석법을 확립하고 연구로 2호기의 해체시 발생되는 방사화된 콘크리트 폐기물을 분석하였다. 침전법과 추출크로마토그래피법으로 화학분리를 하면, 경우 Fe의 화학적 회수율은 대부분의 시료에서 90%이상이었으나 Ni의 회수율은 43.6과 46.5%를 나타낸 시료가 있으며 나머지는 62% 이상을 나타내었다. Spiked 시료를 이용하여 분리과정과 액체섬광계수법의 과정을 확인한 결과 $^{55}Fe$의 경우는 3.7% 오차내의, $^{63}Ni$의 경우는 0.7% 오차내의 결과가 얻어졌다. 연구로 2호기의 해체 콘크리트 시료중 $^{55}Fe$ 방사능은 MDA이하의 값도 있으나 TC3시료의 경우는 362Bq/g의 값이 얻어졌다. 그리고 $^{63}Ni$의 경우는 모든 시료에서 MDA이하 값이 얻어져 $^{63}Ni$이 존재하지 않음을 알 수 있었다. 그리고 콘크리트 벽의 해체시 표면의 시료는 $^{55}Fe$의 방사능이 높다가 표면으로부터 깊은 시료일수록 $^{55}Fe$의 방사능이 급격히 줄어들었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.43-51
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• 2004

현재 해체가 진행 중인 연구로 1. 2호기의 원자로 차폐 콘크리트를 해체하기 위해서는 운전기간동안 중성자 조사에 의한 방사화 정도 및 범위를 정확하게 결정하여야 한다. 차폐 콘크리트의 방사화 정도 및 범위를 결정하기 위해서 코어 시료를 채취하여 분석하여야 하는데, 시료 전처리의 어려움과 표준선원의 준비 및 자체흡수효과에 의하여 정확한 측정효율을 결정하는데 어려움이 있다. 본 연구에서는 방사능 분석에 이용되는 HPGe 검출기의 전에너지 검출 효율을 표준선원을 이용한 측정값과 Monte Carlo 방법을 이용하여 계산 값을 비교하였다. 또한, Monte Carlo 모사 기법을 이용하여 콘크리트의 밀도 및 성훈 변화에 따른 자체흡수 효과를 계산하였으며, 향후 실제 콘크리트 코어 시료를 채취 시 방사능 분석에 이용할 계획이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.681-686
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• 2003

연구로 해체 DB 구현과 관련하여 자료 입력의 편리성과 해체 정보 추출의 용이성을 제공하기 위해 User interface를 설계하였다. 연구로 시설을 대상으로 해체가 이뤄지는 특성을 고려하여 시설코드를 중심으로 해체 자료의 입력과 해체정보의 조회 및 출력이 수행되도록 하였으며, 또한 시설별로 최하위 해체 대상물의 추적이 가능하도록 Explorer 기능을 부여하였다. 해체 자료 입력 화면과 조회 및 출력 화면 설계에 이어 해체 전 원형의 모습부터 변형된 원형의 모습까지 해체 전 과정을 동영상과 그림으로 보여주기 위해 Multimedia 자료구조를 추가하였다. 향후에는 해체 DB와 User Interface에 공학적인 개념을 도입하여 해체 정보를 분석하고 평가할 수 있는 기능을 부여 할 예정이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권4호
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• pp.271-280
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• 2013

원자력 발전소와 연구시설의 해체 시 다량의 오염된 방사성 콘크리트 폐기물이 발생한다. 현재 국내에는 연구로 1, 2호기의 해체와 제염사업이 진행 중이며, 약 800여 드럼 (200 L)의 콘크리트 폐기물이 발생하였다. 이들 방사성 콘크리트 폐기물은 최종처분을 위해 200 L 드럼에 덩어리 크기의 콘크리트를 채우고, 시멘트 모르타르 형태로 제조한 입자상 폐기물로 빈 공간을 채우며 혼용 고정화 및 안정화하는 일련의 과정이 필요하다. 이에 본 연구에서는 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 최적의 혼합비율을 찾고, 처분장 폐기물 인수기준에 준하기 위한 고화체의 특성을 평가하였다. 모르타르 유동도, 고화체 압축강도, 침출에 대한 안정성, 열 저항성 등의 인자에 따라 평가한 결과, 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 배합비 75:15:10wt%에서 평가인자 기준에 도달하였으며, 콘크리트 폐기물 75%에 미분말 콘크리트 폐기물을 최대 40wt%까지 포함시켜 시멘트 고화체를 제조한 경우에도 압축강도를 만족하였다. 입자의 충진 밀도의 증가로 scale-up실험에서는 75:10:15wt%의 배합비에서 작업도 및 압축강도 범위를 만족하였다.