• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.413-423
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• 1993

본 논문에서는 경수로 노심 용융사고시 1차계통의 압력이 높은 경우에 발생하는 격납용기 직접가열 현상에 대한 실험연구를 하였다. 실험은 고리 1,2호기와 영광 3,4호기의 1/30 축소규모와 고리 1,2호기의 1/20 축소규모를 실험모형으로 하여 수행되었으며, 고리 1,2호기의 경우 축소 규모에 따른 검증도 시도하였다. 실험의 주요 변수는 초기 압력 용기의 압력, 파열면적 및 캐비티의 구조 등이다. 실험결과로부터 캐비티 외부로의 용융노심 분사비율은 높은 초기압력과 큰 파열면적을 가진 경우가 더 높으며 캐 비티의 구조가 분사비율에 큰 영향을 미침을 알 수 있었다. 본 연구의 실험결과를 이용하여 분사비율에 대한 실험관계식을 무차원 유효시간의 함수로 도출하여 제시하였으며, 이 실험관계식은 본 실험결과 뿐만 아니라 한국 과학기술원의 실험자료 및 미국 BNL 실험결과와도 잘 일치하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권2호
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• pp.243-253
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• 2022

Spent filters with a high radiation dose rate of 2 mSv·hr^-1 or more are not easily managed. So far, the Korean policy for spent filter disposal is to store them temporarily at nuclear power plants until the waste filters can be easily managed. Nuclear power plant decommissioning in Korea is starting with Kori unit 1. Volume reduction of waste generated during decommissioning can reduce the cost and optimize the space usage at disposal site. Therefore, efficient volume reduction is a very important factor during the decommissioning process. A conceptual method, based on the experiences of developing 200 and 800 ton compactors at Orion EnC, has been developed considering worker exposure with the followings a crusher (upgrade of compaction efficiency), an automatic dose measuring system with a NaI(Tl) detector, a shield box, an inner drum to prepare for easy handling of drums and packaging, a 30 ton compactor, and an automatic robot system. This system achieves a volume reduction ratio of up to 85.7%; hence, the system can reduce the disposal cost and waste volume. It can be applied to other types of wastes that are not easily managed due to high dose rates and remote control operation necessity.

• 한국지리정보학회지
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• 제17권4호
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• pp.52-68
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• 2014

지난 10년(2000-2010)간 촬영된 Landsat-7 ETM+ 영상을 이용하여 동해남부에 위치한 고리원자력발전소 주변해역의 해표면 온도와 온배수의 계절 변동을 조사하였다. 그리고 조류와 조석 자료를 분석하여 온배수의 확산범위를 살펴보았다. 먼저 Landsat-7 ETM+ DN값과 NOAA AVHRR 해표면 수온을 이용한 1차 선형회귀분석을 통해 산출된 해표면 수온을 관측 수온과 비교 검증하였다. 그 결과 결정계수는 약 0.97 이상으로 높게 나타났으며, 평균제곱근 오차는 약 $1.05{\sim}1.24^{\circ}C$로 나타났다. 선형회귀분석식을 통해 산출된 Landsat-7 영상의 해표면 수온은 겨울철 $12{\sim}13^{\circ}C$, 봄철에는 $13{\sim}19^{\circ}C$, 여름과 가을철에는 $24{\sim}29^{\circ}C$, $16{\sim}24^{\circ}C$의 분포를 나타내었다. 방류 초기 온배수와 주변 해역과의 해표면 온도 차는 여름철을 제외하고는 $6{\sim}8^{\circ}C$의 차이를 보였으며, 여름철 8월에는 최대 $2^{\circ}C$정도 차이를 나타내었다. 온배수의 확산범위는 해표면 수온 $1^{\circ}C$ 이상의 상승 범위는 동서로 최대 7.56km, 남북으로는 8.43km로 나타났다. 확산면적은 최대 $11.65km^2$로 나타났다. 본 연구의 결과는 원자력 발전소 주변지역의 해양환경 모니터링을 위한 기초 자료로 활용할 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.291-303
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• 2020

영구정지후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생될 것으로 예상되고 있으며, 이 중 원자로 및 내부구조물은 방사능 수치가 높으므로 1차측에서 적절한 크기와 중량으로 해체된다. 고리 1호기 해체시 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 자체처분 현황 및 법적 제한 사항 분석 등을 통해 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 폐기물은 중준위에서부터 자체처분까지 다양한 준위의 폐기물들이 발생되며, 이 중 자체처분 준위에 해당되는 폐기물은 방사화 평가 결과, 원자로 상부 헤드와 상부 헤드 인슐레이션에서 발생되는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분 준위에 해당되는 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD-RECYCLE 코드를 사용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인 및 집단별 최대선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었으며, 핵종별 자체처분 허용농도를 도출하였다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제34권3호
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• pp.134-140
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• 2020

국내 원전은 심층화재방어 개념에 따라 화재 발생 시 원전 외부로 방사능의 누출을 억제하고 발전소의 안전정지기능이 유지되어야 한다. 또한 화재방호 설비가 노형별 화재방호 설계 요건에 맞게 설치되어 운전 중 요구하는 설계기능이 유지되고 있는지 관련 규정에 따라 정기적인 시험으로 건전성을 확인한다. 현재 국내 원전은 원자력안전법과 국내외 소방관계법을 동시에 적용하고 있으며 특히 이러한 법규 환경과 더불어 2017년 국내 최초 영구 정지된 고리1호기에도 유사한 규정이 적용될 것으로 사료된다. 하지만 향후 단계적인 해체원전의 증가를 고려하여 해체특성을 고려한 화재방호 세부 규제규정이 마련되어 체계적으로 해체원전의 화재방호프로그램이 정착되는 기반을 마련할 필요가 있다. 따라서 원전을 다수 운영 중인 미국, 일본, 캐나다 및 유럽 국가들의 원자력 법령체계를 검토하였고, 해외 해체 원전에 활용되고 있는 미국 영구정지 및 해체원전의 화재방호 규제지침인 Reg Guide 1.191의 규제 요건을 고려한 해체원전의 화재방호프로그램 법령체계 마련을 위한 방향을 제시하였다. 본 연구에서는 해체원전의 화재방호프로그램 최적화 및 화재분야의 원전 해체 기반기술 확보를 위해 화재방호 규정 마련을 위한 방향을 제시하고자 한다.

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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• 한국시뮬레이션학회 2003년도 춘계학술대회논문집
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• pp.43-48
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• 2003

고리 1호기 운전원 교육용 가상 시뮬레이터 개발은 고리 1,2호기 운전원, 특히 시뮬레이터가 없는 고리 1호기 운전원의 시뮬레이터 실습효과를 향상시키고 규제기관의 규제요건 충족 및 신입사원 등의 계통교육을 효과적으로 수행하는데 그 목적이 있다 현재 1단계가종료된 상태로 현재까지 개발된 범위는 고리 1호기를 기준발전소로 하여 전 범위 시뮬레이터 모델과 동일한 구조와 기능을 갖는 원자로심, 열수력 계통 및 CVCS등 주요 계통을 개발하였으며, 이들 계통을 제어하기 위한 강사조작용 소프트웨어, Sim Diagram Soft Panel 등이 개발되었다. 고리 1호기 가상 시뮬레이터를 개발함으로 기준 발전소 시뮬레이터가 없는 고리1호기 운전원의 교육훈련에 지대하게 효과를 높일 것으로 예상된다.

• 한국건축시공학회지
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• 제15권4호
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• pp.425-431
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• 2015

1978년에 고리 1호기의 건설이 완공된 이래로 원자력 발전 플랜트의 건설 프로젝트는 국내 외로 점차 확대되고 있다. 그러나 일부 원자력 발전 플랜트의 건설 현장에서는 리스크 관리 능력의 부족으로 인하여 공기 지연과 공사비 손실의 문제점들을 가지고 있다. 특히, 원자력 발전 플랜트 내 원자로격납건물의 시공은 타 시공 단계에 비해 긴 공정기간으로 인하여 전문기술과 대규모 자원이 요구됨에 따라 많은 리스크 요인들이 산재될 수 있다. 따라서 원자로격납 건물의 시공에서 예상되는 리스크 요인들을 분석하여 전체 프로젝트의 안정적인 수행 방향을 제시하는 연구가 필요하다. 그러므로 본 연구는 원자로격납건물 시공의 리스크 요인들을 평가하고자 한다. 이를 위하여 본 연구는 36명의 소수 전문가 집단을 대상으로 하는 설문조사방법을 활용하였다. 24개의 리스크 요인들은 공정, 원가, 안전, 품질을 기준으로 분류되었으며, 이에 대한 평가 결과는 계층 분석방법을 활용하여 분석하였다. 이를 바탕으로 각 기준별로 분류된 리스크 요인들은 중요도와 우선순위를 산정하고 원자력 발전 플랜트의 시공 리스크 요인을 분석하는데 계층분석 방법의 적용성을 확인하였다. 본 연구의 결과는 원자로격납건물의 시공 단계에서 리스크 관리를 위한 기초 자료로 활용될 수 있을 것이다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제27권6호
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• pp.930-937
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• 2003

The extension of design life among power plants is increasingly becoming a world-wide trend. Kori #1 unit in Korea is operating two cycle. It has two man-ways for tube inspection in a steam generator which is one of the important components in a nuclear power plant. Especially, stud bolts fur man-way cover have damaged by disassembly and assembly several times and degradation for bolt materials for long term operation. It should be evaluated and compared by ASME Code criteria for integrity evaluation. Integrity evaluation criteria which has been made by the manufacturer is not applied on the stud bolts of nuclear pressure vessels directly because it is controlled by the yield stress of ASME Code. It can apply evaluation criteria through FEM analysis to damaged female threads and to evaluated safety fer helical-coil method which is used according to Code Case-N-496-1. From analysis results, we found .that it is the same results between stress intensity which got from FEM analysis on damaged female threads over 10％ by manufacture integrity criteria and 2／3 yield strength criteria on ASME Code. It was also confirmed that the helical-coil repair method would be safe.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제10권1호
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• pp.25-30
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• 2014

Korea Hydro & Nuclear Power Co.,LTD(KHNP) was strongly interested in promotion of employee's Safety Culture because it is needed to change the recognition of Safety Culture after the Fukushima accident and Kori-1 blackout event. So, KHNP developed the KHNP Safety Culture Definition, Principles and Attributes and shared them with all employees. By using them, Safety Culture Assessment for a site plant employees was carried out. Through the pilot Safety Culture Assessment in 2012, In 2013, it was expanded to 6 plants and various improvements had been obtained from that. KHNP has been developing a variety of training materials, Safety Culture posters, videos which was designed to give lessons about safety culture with a variety of event cases. And keep trying to form Safety Culture Circumstances In this study, statistic methods are used to verify the effectiveness of KHNP Safety Culture Principles and Safety Culture Assessment.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권1호
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• pp.234-243
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• 2021

In the research or project planning for the decommissioning of a nuclear power plant, one of several preparations will be the establishment of a list of potential radionuclides to be considered at the time of characterization or final status surveys. Reliable data for selection of potential radionuclides during the transition period to prepare for decommissioning will depend heavily on historical data at the site or, where possible, sampling analysis. However, during the transition period, direct sampling can be challenging, depending on the circumstances of the site or national regulation. A methodology of selecting potential radionuclides for nuclear facility sites which largely consists of three major processes: production of initial list of radionuclides, selection of the insignificant radionuclide that will be eliminated, and consideration of site characterization or sampling. For developing a preliminary list of potential radionuclides for Kori Unit 1 decommissioning, the list of initial radionuclides was made referring to the technical documents applied at decommissioned NPPs in the U.S and additional reference materials applied until the operation of NPPs in Korea. For the screening of insignificant radionuclides, we applied criterion of less than 0.1% of the amount of radioactivity inventory and confirmed the dose fraction using the RESRAD code. The final suit of radionuclides was established, which should be supplemented by reflecting site characterization and sampling process in the future. Thus, the methodology and results for the selection of potential radionuclides suggested in this paper can give an insight as a future reference to deriving DCGLs in relation to site remediation of decommissioning nuclear plants.