• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.1-8
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• 1994

중대사고시 고온·고압의 열수력적 현상과 증기의 억제효과를 정량화할 수 있는 수소연소에 의한 화염속도 상관식을 제시하고 보정인자들을 정의하였다. 이 상관식은 기존의 Iijima-Takeno 상관식에 중대사고시에 예상되는 수소와 증기의 농도 범위에서 증기의 억제효과를 정량화하는 인자인 증기억제율을 정의하여 추가하고, 초기 압력의 영향을 고려하는 보정효과를 변형한 것이다. 또한 기존의 화염속도 모델은 상온·대기압력에서 수행된 실험에 기초한 상관식으로 중대사고시의 고온·고압의 열수력적 현상을 올바로 모사할 수 없으며. 증기의 억제 효과를 정량화할 수 없었다. 따라서 화염의 구조를 정의하고, 해석적 분석을 통해 화염속도를 계산하였고, 이 결과를 중대사고 해석용 코드인 MAAP, HECTR의 상관식 결과와 FITS 실험자료와 비교하여 해석적 모델의 적합성을 검증하였다. 이러한 결과를 기초로 화염 속도에 대한 증기의 억제 효자를 정량화하고, 초기 온도와 압력의 영향을 보정하는 인자들을 결정하여 수소연소에 의한 간편한 형태의 화염속도 상관식을 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.292-300
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• 1995

이 논문은 새로운 동적 인간신뢰도 분석방법을 제시하였고, 사고관리 방안의 수행시 인간오류확률의 계산에 이 방법을 적용하였다. 기존의 다른 방법과 비교하기 위하여 PSA의 HRA수행시 가장 많이 사용되는 THERP, HCR, 및 SLIM-MAUD 방법론들의 특징을 논의하였다. 정전사고시 공동범람시키는 방안을 예제로 사용하였다. 이 방법은 Requirement와 Achievement의 연관개념에 기초하고 있다. Achievement 변수의 불확정성은 MAAP 전산코드와 Latin Hypercube Sampling 방법을 이용하여 결정하였고 Requirement 변수값은 운전원과의 면담을 통하여 얻었다. 이렇게 얻어진 변수들의 분포를 가지고 여러가지 시간값의 평균과 분산에 대하여 인간오류 확률값을 계산하였다. 이 방법은 매우 유연하여 사고관리 전략수행과 관련한 행위를 포함한 어떤 종류의 운전원 행위에도 적용가능 함을 보여주었다.

• 한국산업정보학회논문지
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• 제27권6호
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• pp.95-103
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• 2022

원자력발전소의 중대사고 발생 시 신속하고 정확하게 사고 상황을 파악해야 하며, 이러한 사고진단 정보를 획득했을 때 적절한 사고관리 및 대응을 수행할 수 있다. 본 연구에서는 국가원자력 재난관리 시스템인 AtomCARE (Computerized technical Advisory system for a Radiological Emergency)로 전송되는 주요 발전소 정보로부터 중대사고 상황을 진단하는데 있어 딥러닝 기술의 접목을 고려하였다. 이를 위하여 주요 시나리오를 선정하고 사고 진행에 따른 상세 시나리오에 대하여 중대사고 해석 코드인 MAAP5 다량 계산을 통한 학습 DB를 구축하였다. 그리고 이 DB의 학습을 통하여 주요 발전소 정보로부터 중대사고 상세 시나리오를 분류할 수 있는, 즉 중대사고 상황을 진단할 수 있는 기술을 개발하였다. 또한 블라인드 테스트와 주성분분석을 통한 검증을 수행하였다. 본 연구에서 개발한 기술은 향후 전체 중대사고 시나리오로 확장 및 적용 가능할 것으로 판단되며 신속하고 정확한 사고진단의 기반기술로 활용 가치가 높을 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권3호
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• pp.311-322
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• 2012

Since the crisis at the Fukushima plants, severe accident progression during a station blackout accident in nuclear power plants is recognized as a very important area for accident management and emergency planning. The purpose of this study is to investigate the comparative characteristics of anticipated severe accident progression among the three typical types of nuclear reactors. A station blackout scenario, where all off-site power is lost and the diesel generators fail, is simulated as an initiating event of a severe accident sequence. In this study a comparative analysis was performed for typical pressurized water reactor (PWR), boiling water reactor (BWR), and pressurized heavy water reactor (PHWR). The study includes the summarization of design differences that would impact severe accident progressions, thermal hydraulic/severe accident phenomenological analysis during a station blackout initiated-severe accident; and an investigation of the core damage process, both within the reactor vessel before it fails and in the containment afterwards, and the resultant impact on the containment.

• 한국항해항만학회:학술대회논문집
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• 한국항해항만학회 2016년도 춘계학술대회
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• pp.10-12
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• 2016

이 연구는 케냐 해양대학 항해학과 교과과정의 개발을 위해 다음과 같은 다양한 연구들이 수행되었다. 먼저 2장에서 케냐의 교육 및 환경 여건을 살펴보기 위해 케냐의 전반적인 상황과 JKUAT 및 동 대학 기관공학과의 교과과정을 살펴보았다. 이어 3장에서는 항해학과 교과과정의 표준으로 삼아야 할 IMO STCW 협약 해기교육요건과 IMO 모델 코스를 살펴보았다. 이어 4장에서는 항해학과 교과과정의 개발에 참고하기 위해 모범적인 해기교육을 실시하고 있는 미국의 USMMA와 CMA, 필리핀의 PMMA와 MAAP, 한국의 한국해양대학교, 중국의 대련해사대학교, 그리고 베트남의 VIMARU와 HCMUT의 교과과정을 각각 살펴보았다. 마지막으로 5장에서는 이상의 검토 결과를 토대로 케냐 해양대학의 항해학과 교과과정을 제시하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권3호
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• pp.197-201
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• 2001

A risk analysis consists of a triplet, , where Si is the scenario identification; Pi is the probability of each scenario; and Xi is the consequences of each scenario. A new computing framework, OMAM (ORIGEN-MAAP4-MMCS), has been developed and applied for assessing the risk of a reference plant as well as radiation source terms using the concept of risk triplet. The result of this study using the OMAM framework presented in this paper, can contribute to producing domestic nuclear power plant's risk data base as well as to establishing severe accident management plans.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.795-800
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• 1998

월성 발전소에서의 중대사고 진행을 예측하고 분석하기 위하여 CANDU 발전소의 중대사고 해석코드인 ISAAC을 이용하여 능동 안전 장치들이 동작하지 않는 발전소 정전사고에 대한 분석을 수행하였다. ISAAC은 사고 관리용 전산코드로 개발된 MAAP4/PWR를 근간으로 월성 발전소의 고유 특성에 관한 모델들을 추가하여 개발되었다 월성 발전소의 경우 칼랜드리아 안의 감속재와 칼랜드리아 볼트 안의 냉각수는 피동 열침원으로, 능동 안전 장치들이 동작하지 않는 중대사고시 노심으로부터의 붕괴열을 제거하여 노심 손상을 지연시킬 수 있다. 발전소 정전사고에 대한 ISAAC 계산 결과 노심 손상후 칼랜드리아 파손까지 약 40 시간이 예상되며, 이 동안에 운전자는 사고를 완화시킬 수 있는 방안을 모색할 수 있다. 따라서, 월성발전소의 피동안전장치는 사고 관리 전략 수립에 중요한 기능을 담당한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.95-100
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• 1996

현재 방사선 비상훈련에 사용하는 TID-14844 의 방사선원항은 너무 보수적이고, 각 사고경로별로 방사선원항의 특성을 나타낼 수 없으므로, 원전의 비상사고 발생시 주민의 피폭선량을 최소화하기 위한 발전소 요원의 신속, 정확한 대처능력을 배양하기 위하여 현실적인 방사선원항 평가자료의 필요성이 대두되어 왔다. 본 연구에서는 보수성을 배제한 최적 분석기법을 이용하여 선정된 사고경로에 대해 MAAP 전산코드로 사고진행 및 방사선원항을 분석하였고, 격납건물내 방사선계측기의 예측치를 평가할 수 있는 방법론을 개발하였으며, 이를 통해 사고경로별 안전변수 및 방사선 계측기 등에서의 사고 진행에 따른 예측치 등을 계산함으로써 효과적인 비상대책 수립을 위한 실질적인 방사선원항 데이타 베이스를 구축하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.771-776
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• 1998

울진 원전 3,4 호기를 대상으로 MAAP4.0.2 코드를 이용하여 발전소 정전사고를 모의/분석했다. 본 분석에서는 사고진행에 따른 일.이차계통의 상태변화를 원자로용기 파손때까지 상세 파악하였다. 사고관리 관점에서, 발전소 정전사고는 이차측의 대기방출밸브를 통한 강제감압에 의해 사고진행을 완화할 수 있으며 이러한 운전원 조치에 의한 완화효과를 검토하였다 그 결과 감압시작 2시간후에 일차측은 약 24$^{\circ}C$ 의 과냉각도를 보이며 안정되었고. 사고시작 1시간 후부터 3시간 동안의 강제감압이 성공한 경우, 노심노출시간 기준으로 약 2시간의 지면효과가 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권6호
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• pp.719-728
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• 2015

Following the Fukushima accident, a special safety inspection was conducted in Korea. The inspection results show that Korean nuclear power plants have no imminent risk for expected maximum potential earthquake or coastal flooding. However long- and short-term safety improvements do need to be implemented. One of the measures to increase the mitigation capability during a prolonged station blackout (SBO) accident is installing injection flow paths to provide emergency cooling water of external sources using fire engines to the steam generators or reactor cooling systems. This paper illustrates an evaluation of the effectiveness of external cooling water injection strategies using fire trucks during a potential extended SBO accident in a 1,000 MWe pressurized water reactor. With regard to the effectiveness of external cooling water injection strategies using fire engines, the strategies are judged to be very feasible for a long-term SBO, but are not likely to be effective for a short-term SBO.