• Structural Engineering and Mechanics
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• 제50권5호
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• pp.617-633
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• 2014

Because the elevated temperature degrades the mechanical properties of materials used in containments, the global behavior of containments subjected to the internal pressure under high temperature is remarkably different from that subjected to the internal pressure only. This paper concentrates on the nonlinear finite element analyses of the nuclear power plant containment structures, and the importance for the consideration of the elevated temperature effect has been emphasized because severe accident usually accompanies internal high pressure together with a high temperature increase. In addition to the consideration of nonlinear effects in the containment structure such as the tension stiffening and bond-slip effects, the change in material properties under elevated temperature is also taken into account. This paper, accordingly, focuses on the three-dimensional nonlinear analyses with thermal effects. Upon the comparison of experiment data with numerical results for the SNL 1/4 PCCV tested by internal pressure only, three-dimensional analyses for the same structure have been performed by considering internal pressure and temperature loadings designed for two kinds of severe accidents of Saturated Station Condition (SSC) and Station Black-out Scenario (SBO). Through the difference in the structural behavior of containment structures according to the addition of temperature loading, the importance of elevated temperature effect on the ultimate resisting capacity of PCCV has been emphasized.

• 한국안전학회지
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• 제36권1호
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• pp.80-85
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• 2021

Radionuclides, particularly radioactive cesium (Cs), are a concern of human health in some nuclear power accidents. It could lead to a high level of intracellular accumulation due to its high radioactivity and long half-life. Therefore, it is imperative to develop a method to remove Cs from wastewater. Herein, we synthesized activated carbon fibers (ACFs) doped with Prussian blue (PB) via in situ methods. We classified samples by their preparation method as either physical (PB-ACF-A) or physicochemical (PB-ACF-B) syntheses for comparison. The PB-ACF-B sample showed a significant surface loss compared to PB-ACF-A but a better ¹³³Cs adsorption capacity. All samples fit well to Langmuir isotherms and the values of qmax were directly correlated to the amount of PB on the surface of the ACFs. Adsorption characteristics were further confirmed by the calculated free energy, enthalpy, and entropy.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제17권2호
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• pp.90-100
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• 2021

Molten corium-concrete interaction (MCCI) is one of the most important phenomena that can lead to the potential hazard of late containment failure due to basemat penetration during a severe accident. In this study, MCCI analytical models of the CORQUENCH code were prepared through verification calculations of several experiments, which had been performed using concrete types similar to those of the calandria vault floor in CANDU-6 plants. The behaviors of thermal-hydraulic variables related to MCCI phenomena were analyzed under the conditions of dry floor and water flooding during the severe accident stemming from a hypothetic station blackout. Uncertainty analyses on the ablation depth were also carried out. It was estimated that the concrete ablation was not interrupted due to the continuous MCCI process under the dry condition but was terminated within 24 hours under the water flooding condition. It was confirmed that the water flooding as a mitigating action was effective to achieve the quenching and thermal stabilization of the melt discharged from the calandria vessel, showing that the present models are capable of reasonably simulating MCCI phenomena in CANDU-6 plants. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy during the late-phase severe accidents.

• 한국위험물학회지
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• 제3권1호
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• pp.28-36
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• 2015

In early 2011, the Fukushima nuclear power plant had greater damage due to earthquake in Japan, and the awareness of safety has increased. In particular, special response systems should be required to handle disaster situations in plant sites which are likely to occur for large disasters. In this study, a program is designed to set up optimum escape routes, by a smart phone application, when a disaster situation occurs. This program could get information of the cumulative damage from sensors and display the escape route of the smallest damage in real-time on the screen. Utilizing our application in real-time evacuation has advantage in reducing cumulative damage. The optimal evacuation route, focusing on horizontal path, is calculated based on getting the data of fire, detected radioactivity and hazardous gas. Thus, using our application provides information of optimal evacuation to people who even can not hear sensor alarms or do not know geography, without requiring additional costs except fixed sensors or server network deployment cost. As a result, being informed of real-time escape route, the user could behave rapidly with suitable response to individual situation resulting in improved evacuation than simply reacting to existing warning alarms.

• 핵의학기술
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• 제17권1호
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• pp.3-6
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• 2013

Purpose: The treatment of thyroid cancer patients was continuously increased. According to the increment of thyroid cancer patients, the establishment of iodine therapy site was also increased in each hospital. This treatment involves the administration of radioactive iodine, which will be given in the form of a capsule. Therefore, protections and managements for radioactive source pollution and radiation exposure should be necessary for radiation safety. Among the many problems, the problem of disposing the radioactive wastes was occurred. In this study, The date for self-disposal for radioactive wastes, which were contaminated in clothes, bedclothes and trash, were calculated. Materials and Methods: The number of iodine therapy ward was 15 in Korea Institute of Radiological Medical and Sciences. Recently, 8 therapy wards were operated for iodine therapy patients and others were on standby for emergency treatment ward of any radiation accidents. Radioactive wastes, which were occurred in therapy ward, were clothes, bedclothes, bath cover for patients washing water and food and drink which was leftover by patients. Each sample was hold into the marinelli beaker (clothes, bedclothes, bath covers) and 90 ml beaker (food, drink, and washing water). The activities of collected samples were measured by HpGe MCA device (Multi Channel Analysis, CANBERRA, USA) Results: The storage period for the each kind of radioactive wastes was calculated by equation of storage periods based on the measurement outcomes. The average storage period was 60 days for the case of clothes, and the maximum storage period was 93 days for patient bottoms. The average storage period and the maximum storage period for the trash were 69 days and 97 days, respectively. The leftover foods and drinks had short storage period (the average storage period was 25 days and maximum storage period was 39 days), compared with other wastes. Conclusion: The proper storage period for disposing the radioactive waste (clothes, bedclothes and bath cover) was 100 days by the regulation on self-disposal of radioactive waste. In addition, the storage period for disposing the liquid radioactive waste was 120 days. The current regulation for radioactive waste self-disposing was not suitable for the circumstances of each radioactive therapy facility. Therefore, it was necessary to reduce the leftover food and drinks by adequate table setting for patients, and improve the process and regulation for disposing the short-half life radioactive wastes.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권2호
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• pp.129-139
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• 2004

의료 및 산업체에서 중형방사선 선원의 사용증가는 정규 및 사고시 작업자와 일반인에 대해 방사선 노출의 위험을 초래한다. 본 연구에서는 중형 의료용 선원을 사용하는 $^{99m}Tc$ 발생기에 대한 위험도 평가를 수행하였다. 사건수목기법을 활용하여 국내 현실에 적합한 시나리오를 도출하였으며, 정규 및 사고시로 나누어 작업자와 일반인에 대해서 몬테칼로 기법에 의거한 불확실성 분석을 수행하였다. 아울러 위험도결과에 가장 영향을 미치는 인자를 알아보기 위해 5가지 독립변수에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 빈도수의 기여로 인해 정규작업에 대한 위험도가 사고시 위험도보다 높게 평가되었다. $^{99m}Tc$ 발생기의 경우 정규작업 시 작업자 $0.6mSvy^{-1}$, 일반인 $0.014mSvy^{-1}$ 이며 사고시 작업자 $3.96mSvy^{-1}$, 일반인 $0.0016mSvy^{-1}$로 평가되었다. 정규작업 보다 사고시의 불확실성 범위가 10배 정도 더 높게 나타났다. 또한 민감도 분석 결과 선원의 강도, 작업거리, 작업시간이 위험도에 가장 영향을 미치는 인자로 나타났다. 이리한 위험도 평간 방법론과 결과는 중대형 선원에 대한 위험도 정보 활용 규제 (Risk-Informed Regulation)에 유용할 것으로 기대한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권4호
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• pp.127-134
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• 2008

울진원전 3,4 호기의 가상적 중대사고로 인한 종합적인 경제적 리스크를 평가하였다. 이 연구의 목적을 위해 방사능 구름이 내륙을 향하는 것으로 가정하였다. 평가과정에서 불확실한 인자의 정량화에는 전문가 판단 및 의견도출에 유용한 것으로 알려진 델파이 기법을 이용하였다. 종합적인 경제적 리스크는 직접영향 비용과 간접영향 비용으로 구분되므로, 먼저 직접영향에 대한 비용을 평가하고, 예측된 가중치들 이용하여 직접영향 대비 간접영향 비용을 평가하였다. 행동학적 접근방법인 델파이 문제점을 보완하기 위해 수학적 접근방법인 베이지안 기법을 자료처리 과정으로 하는 모형을 적용하여 간접영향에 대한 경제적 충격량을 예측하였다. 1D 몬테칼로분석(MCA)으로 평가한 간접피해에 대한 가중치는 평균 2.59, 중앙값 2.08로 OECD/NEA에서 제시하는 가중치 1.25보다 높게 나타났다. 작은 국토나 방사선에 민감한 대중 성향과 같은 인지들이 패널의 판단에 영향을 미쳤을 수 있다. 직접피해 평가모델의 모수를 U형과 V형으로 구분하고 2D MCA를 사용한 종합적 경제적 리스크는 중앙값의 50%ile을 기준으로 2006년 국내총생산의 3.9%에 해당되었으며, 직접피해 영향이 가장 큰 자산 및 전력손실 비용을 제외하면 총 경제적 리스크는 국내총생산의 2.2% 수준이었다. 이 결과는 원전 비상계획과 대응태세 준비에 대한 투자 정당화에 참조 자료로 이용될 수 있다.

• 시큐리티연구
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• 제10호
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• pp.387-407
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• 2005

정보통신의 기술 발달로 인하여 국가안보와 직접적으로 관련된 국가사회의 주요인프라인 에너지 기반구조, 물류 기반구조, 금융 기반구조, 생활필수 기반구조가 상호 연결되면서 상호의존성이 크게 증가하고 있다. 국가기반구조가 정보통신 기반구조와 밀접하게 연결되면 다양한 정보서비스를 제공하는 긍정적인 측면과 더불어 새로운 위험요인을 내포하게 된다. 그러나 지금까지의 현대정보사회의 기술위험에 관한 논의는 원자력 사고, 화재, 교통재해, 가스안전사고 등 공중에게 직접적인 피해를 입히는 1차적 위험요소에 초점을 두고 있었던 반면, 그것 자체가 직접적인 위험요소는 아니지만 일단 사고가 발생하면 정보통신 기술의 발달로 인해 이루어진 국가기반구조 전반에 대한 운행(operation)을 저해하고 제반 위험관리기능을 마비시킴으로써 보다 광범위한 위험을 발생시킬 수 있는 제2차적인 위험요소에 대한 연구는 별로 없었다고 할 수 있다. 사회의 모든 부문에서 자동화와 정보화가 진행될수록 전기에 대한 의존이 커지는 이른 바 ‘전력화현상(electrification)'이 심화되고 있음을 감안할 때, 정보사회의 안보(安保)(security) 저해요소로서의 정전의 중요성이 갈수록 높아진다고 하겠다. 따라서 대규모 정전사태의 문제는 국가위기관리 차원에서 효과적으로 다루어야 하며 정보사회로의 진전이 급속도로 이루어질수록 대규모 정전사태에 대비한 관리체계가 매우 중요하다고 하겠다. 여기에서는 지금까지 발생한 대규모 정전사태의 사례를 분석하고 발생 원인을 심층적으로 살펴본 다음 한국의 정전관리체계를 국가위기관리 단계인 예방(완화 및 대비), 대응, 복구(보상) 단계에 대대 각각 조사해보았다. 결론에서는 보다 나은 효율적인 정전관리체계 수립을 위한 정책적 제안으로 전력의 안전공급체제 견지, 비상전원 설치에 대한 정책적 지원, 정전피해보상제도 개선 등을 제시하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권3호
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• pp.187-196
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• 2004

경수로형인 한국형 표준원전과 CANDU형 중수로형 원자력 발전소의 가상 중대사고시 대기 중으로 방출되는 방사성 물질로 인한 인체 건강영향에 미치는 리스크를 평가하고 비교하였다. 두 발전소 모두 반경 80km 까지의 인구분포와 2단계 PSA의 결과로 주어지는 방사선원 방출군별 방출 분율과 노심 재고량을 이용하였으며 평가 도구로는 MACCS2를 이용하였다. 인체에 미치는 영향은 조기 사망과 암 사망을 선정하였으며 반경 10 마일 밖으로 소개가 이루어진다고 가정하고 평가 결과는 사고 발생빈도를 고려한 리스크를 CCDF 곡선군으로 나타냈다. 평가 결과에 의하면 경수로형 원전에 비해 중수로형 원전이 리스크가 적게 나타나는데 이는 중수로형 원전이 경수로형 원전에 비해 가상 중대사고로 인해 대기 중으로 방출되는 방사성 물질의 양이 적기 때문이다. 두 발전소 모두 최대 리스크를 보이는 방사선원 방출군의 대표적인 초기사건은 증기발생기 세관파손 사고로 나타났다. 따라서, 경수로형 및 중수로형 발전소 모두 사고로 인한 주변 주민 보호를 위해서는 증기발생기 세관파손 사고의 발생빈도와 이로 인한 대기 중으로의 방사성 물질의 방출을 감소시키기 위한 방안이 강구되어야 한다.