• 방사성폐기물학회지
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• 제15권4호
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• pp.391-402
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• 2017

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생된 사용후핵연료를 건식으로 저장할 수 있는 콘크리트 용기를 개발하였다. 본 저장용기는 사용후핵연료가 건식환경에서 장기간 저장되는 동안 용기 및 사용후핵연료의 건전성이 유지되며, 방사선량률이 저장시설의 설계기준을 초과하지 않도록 설계되어야 한다. 특히, 저장시설은 정상 및 사고조건에서 적절한 방사선 방호를 위한 차폐설계가 이루어져야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 미국 10CFR72 및 10CFR20의 기술기준과 NRC의 표준 심사지침 NUREG-1536에서 제시한 평가방법에 따라 건식저장조건하에서 단일 콘크리트용기 및 $2{\times}10$ 용기배열조건의 선량율을 평가하였다. 평가결과, 일반인에 대한 연간선량 한도인 0.25 mSv를 만족하는 통제구역 경계까지의 거리는 약 230 m로 도출되었다. 콘크리트 저장용기의 설계사고는 $2{\times}10$ 배열의 저장시설에서 한 개의 저장용기가 이송 중 전도사고가 발생하여 용기의 바닥면이 통제구역 경계로 향하는 상황으로 가정하였다. 전도된 저장용기의 바닥면으로 부터 100 m 및 230 m 지점에서 각각 12.81 mSv 및 1.28 mSv로 평가되었다. 본 연구를 통해 건식저장조건에서 콘크리트 저장용기 및 저장시설은 적절하게 평가된 통제구역경계까지의 거리가 확보된다면 방사선적 안전성이 유지됨을 확인할 수 있었다. 본 평가결과만으로 건식환경의 저장용기(시설) 설계에 직접 적용하기는 어렵겠으나, 향후 '국가 고준위폐기물 관리 전략'에 근거한 원전내 저장시설 또는 중간저장 시설의 설계 및 운영에 유용한 자료가 될 것으로 사료된다.

• 방사선산업학회지
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• 제5권4호
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• pp.337-345
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• 2011

In order to provide an effective preparedness for a nuclear or radiological emergency happening in the domestic or neighborhood countries and to solve the vague fear of the people for the ingestion of radioactive livestock products, the establishment of national guideline level for radionuclides in feed is urgently necessary. This is because it is important to secure the safety and to manage the crisis in the agricultural, fishery and food sector by performing the effective safety control during and after nuclear incident. This study was performed to investigate the report cases of international organizations and foreign countries to set up a domestic control standard for managing radioactive substances that may be contaminated in animal feeds due to the nuclear power plant incident. In addition, an attempt was made to provide a useful reference that can help prepare a domestic control standard, using a coefficient that can consider the transfer into livestock through the intake of radioactive contaminated animal feeds. The standard radioisotopes investigated were confined to radioactive cesium ($^{137+134}Cs$) and iodine ($^{131}I$). Guideline level for the radionuclides was calculated by using the transfer coefficient factor and the maximum daily intake of animal feed provided by IAEA. For example, the maximum daily intake of animal feed was set as $25kg\;d^{-1}$ for dairy cows, $10kg\;d^{-1}$ for beef cattle, $3.0kg\;d^{-1}$ for pigs and $0.15kg\;d^{-1}$ for chickens. The result values for radioactive cesium were calculated as $8,696Bq\;kg^{-1}$, $4,545Bq\;kg^{-1}$, $1,667Bq\;kg^{-1}$ and $2,469Bq\;kg^{-1}$, respectively. The results for radioactive iodine showed the ranges between $741Bq\;kg^{-1}$ and $76,628Bq\;kg^{-1}$. These data can be utilized as a scientific reference for the preparation of a crisis management manual for the emergency control due to nuclear power plant accident in Korea and neighboring country. These results will contribute to establish the safe feed management system at national level as manual for responding the radioactive exposure of agricultural products and animal feeds, which are currently not established.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.803-811
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• 2024

Nuclear accidents such as Fukushima Daiichi have highlighted the potential of passive safety systems to replace or complement active safety systems as part of the overall prevention and/or mitigation strategies. In addition, passive systems are key features of Small Modular Reactors (SMRs), for which they are becoming almost unavoidable and are part of the basic design of many reactors available in today's nuclear market. Nevertheless, their potential to significantly increase the safety of nuclear power plants still needs to be strengthened, in particular the ability of computer codes to determine their performance and reliability in industrial applications and support the safety demonstration. The PASTELS project (September 2020-February 2024), funded by the European Commission "Euratom H2020" programme, is devoted to the study of passive systems relying on natural circulation. The project focuses on two types, namely the SAfety COndenser (SACO) for the evacuation of the core residual power and the Containment Wall Condenser (CWC) for the reduction of heat and pressure in the containment vessel in case of accident. A specific design for each of these systems is being investigated in the project. Firstly, a straight vertical pool type of SACO has been implemented on the Framatome's PKL loop at Erlangen. It represents a tube bundle type heat exchanger that transfers heat from the secondary circuit to the water pool in which it is immersed by condensing the vapour generated in the steam generator. Secondly, the project relies on the CWC installed on the PASI test loop at LUT University in Finland. This facility reproduces the thermal-hydraulic behaviour of a Passive Containment Cooling System (PCCS) mainly composed of a CWC, a heat exchanger in the containment vessel connected to a water tank at atmospheric pressure outside the vessel which represents the ultimate heat sink. Several activities are carried out within the framework of the project. Different tests are conducted on these integral test facilities to produce new and relevant experimental data allowing to better characterize the physical behaviours and the performances of these systems for various thermo-hydraulic conditions. These test programmes are simulated by different codes acting at different scales, mainly system and CFD codes. New "system/CFD" coupling approaches are also considered to evaluate their potential to benefit both from the accuracy of CFD in regions where local 3D effects are dominant and system codes whose computational speed, robustness and general level of physical validation are particularly appreciated in industrial studies. In parallel, the project includes the study of single and two-phase natural circulation loops through a bibliographical study and the simulations of the PERSEO and HERO-2 experimental facilities. After a synthetic presentation of the project and its objectives, this article provides the reader with findings related to the physical analysis of the test results obtained on the PKL and PASI installations as well an overall evaluation of the capability of the different numerical tools to simulate passive systems.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제19권3호
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• pp.209-221
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• 1994

원자력발전소의 중대 사고시 대기로 방출된 방사성물질에 의해 피폭자가 사고후 일생동안 받게 될 전신 피폭선량과 핵종의 상대적 중요도를 방출점으로부터 거리에 따라 각 피폭경로에 대해 평가하였다. 방사능운과 지표에 침적된 방사성물질에 의한 외부피폭, 호흡과 오염된 음식물섭취에 의한 내부피폭이 피폭경로로 고려되었다. 오염된 음식물섭취에 의한 영향은 우리나라 환경을 고려하여 개발된 동적 삽식경로모델 KORFOOD을 사용하여 침적시점과 침적후 시간에 따른 음식물내 방사성물질의 농도 변화를 고려하였다. 방출점으로부터 80km까지 피폭선량을 평가한 결과, 오염된 음식물섭취에 의한 영향이 가장 높았다. 핵종별 기여도는 방사능운에 의한 외부피폭과 호흡에 의한 내부피폭의 경우 I, 침적된 방사성물질에 의한 외부피폭의 경우 Cs에 의한 영향이 가장 높았다. 오염된 음식물섭취에 의한 내부피폭의 경우 Cs은 여름철 침적, Sr은 겨울철 침적에 보다 중요한 영향을 미쳤다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권3호
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• pp.141-148
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• 2006

2003년도 시중에 유통중인 수입식품에 대한 방사능 오염실태를 조사하였다. 조사 대상시료는 핵실험 및 핵사고 (주변)국가나 원자력발전소를 보유한 국가에서 수입된 식품 중 허용기준치를 초과한 사례가 있는 식품류와 방사능 농도가 일반적으로 높다고 기존에 보고된 식품류 등으로 선정하였다. 모든 시료는 건조 후 분말화하여 사용하였으며, 방사능 농도는 감마핵종분석기를 이용하여 측정하였다. 2003년도에 시장에서 구입한 수입식품 시료에서는 식품공전의 방사능 잠정허용기준에 명시된 핵종(Cs-137, Cs-134, I-131) 중 Cs-137만이 검출되었으며, 나머지 핵종은 모두 최소검출방사능(MDA) 이하였다. 차가버섯을 제외한 수입식품의 방사능 농도는 17.0 Bq/kg이하 또는 모두 MDA값을 보였다. 그러나 러시아에서 수입된 차가버섯의 경우는 최대 131.25 Bq/kg으로 식약청의 식품 중의 방사능 잠정허용기준치인 370 Bq/kg 보다 낮은 값으로 나타났으나, 잠정허용기준치의 35%에 해당되었다. 따라서 전체 차가버섯 중 높은 방사능 농도를 보이는 비율을 낮지만, 국민의 방사능 오염에 대한 민감성을 고려할 때 지속적인 방사능 오염도 평가가 필요할 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제19권4호
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• pp.292-309
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• 1987

미국 원자력 안전규제위원회(U.S. NRC)의 "원자로 위험도 참고문서(NUREG-1150)"에 입력자료로 제공하기 위해 실시한 Zion발전소 안전성 재평가 작입의 일환으로, 가상적 중대사고에 대한 대형건식 가압경수로 격납용기 반응해석을 수행하였다. 본 연구에서 사용한 방법론들은 Sandia 국립연구소에서 "중대사고 위험도 감소계획"의 일환으로 특히 Surry 발전소에 대한 연구를 위해 개발한 것이며, 이 방법론을 Zion발전소에 외삽법으로 적용하였다. 먹저, 원자력발전소의 위험도를 정량적으로 평가하는 주요절차를 개설하였다. 그리고, Zion발전소의 중대사고에 대한 격납용기 반응해석을 위해 사용한 방법론들을 상세히 기술하였다. 즉, 격납용기 반응해석을 위해 사용한 방법론들을 상세히 기술하였다. 즉, 격납용기 사건수목 해석 전산코드의 주요 특징과 격납용기 사건수목의 정량적 평가절차를 요약하여 높액다. 격납용기 반응해석에 있어서 중요한 발전소 고유의 특성과 본 연구의 불확실성 분석에 포함시킨 격납용기 하중과 성능에 관계되는 문제점들을 아울러 제시하였다. 끝으로, 가상적 증대사고에 대한 대형건식 가압경수로 격납용기의 반응에 대한 전망을 제공하기 위해서 결정적 및 통계학적 격납용기 사건수목 해설결과를 간단히 요약하여 제시하였다.설결과를 간단히 요약하여 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권1호
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• pp.27-34
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• 1988

1990년 중반에는 우리나라 모든 원자력 발전소의 사용 후 핵연료 저장조의 용량부족이 예견된다. 따라서 조밀화 집합체로 저장하는 MDR 방법을 가장 저장용량이 적은 9, 10호기 원전의 저장용량을 확장시키는데 적용하고자 하였다. 이러한 방법을 채택할 때 9,10원전의 사용후 핵연료 저장조의 안전성을 확인하기 위해 격자 간격과 저장통 두께를 변화시키면서 중성자 증배계수를 AMPX-KENO IV코드로 계산하였다. 그리고 이 전산체제를 검증하기 위해 1981년 B & W에서 실시한 임계실험에 대하여 검증계산을 수행하였다. 또한 가상사고로써 malposition사고도 모사하였다. 그 결과, 원전 9, 10호기의 핵연료 조밀화 저장법은 안전하며, 설비 및 냉각공간을 고려하여 9/3 노심분을 27/3 노심분의 저장 용량으로 확장할 수 있을 것이다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제6권1호
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• pp.79-82
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• 2012

요오드는 원자력 시설에서 사고가 발생할 경우 방사선 피폭을 검토할 때 고려해야 할 중요한 핵종 중 하나이다. 그러므로 체르노빌 사고 시 대기 중에는 유기물 형태의 요오드가 비유기물 형태의 요오드보다 많이 관찰되었다. 본 연구에서는 시료의 양 및 측정시간에 변화를 주었으며, 또한 $^{131}I$ 액체선원을 사용하여 증류수에 희석한 시료 및 다시마를 함께 섞은 시료를 이용하여 검출하한치를 측정 분석하였다. 방사능농도 하한치에 들어 인체에는 무해함을 확인 할 수 있었다. $^{131}I$선원의 시간이 흐를수록 카운트가 줄어듦을 알 수 있었다. 반감기를 계산해본 결과 7~9사이의 결과를 얻었고, $^{131}I$를 혼합한 시료의 경우 최고 7일이 지난 후에는 초기 조건에서 반으로 감소한다는 것을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권5호
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• pp.625-636
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• 2013

Pressing demands of economic competitiveness, the need for large-scale deployment, minimizing the need of human intervention, and experience from the past events and incidents at operating reactors have guided the evolution and innovations in reactor technologies. Indian innovative reactor 'AHWR' is a pressure-tube type natural circulation based boiling water reactor that is designed to meet such requirements, which essentially reflect the needs of next generation reactors. The reactor employs various passive features to prevent and mitigate accidental conditions, like a slightly negative void reactivity coefficient, passive poison injection to scram the reactor in event of failure of the wired shutdown systems, a large elevated pool of water as a heat sink inside the containment, passive decay heat removal based on natural circulation and passive valves, passive ECC injection, etc. It is designed to meet the fundamental safety requirements of safe shutdown, safe decay heat removal and confinement of activity with no impact in public domain, and hence, no need for emergency planning under all conceivable scenarios. This paper examines the role of the various passive safety systems in prevention and mitigation of severe plant conditions that may arise in event of multiple failures. For the purpose of demonstration of the effectiveness of its passive features, postulated scenarios on the lines of three major severe accidents in the history of nuclear power reactors are considered, namely; the Three Mile Island (TMI), Chernobyl and Fukushima accidents. Severe plant conditions along the lines of these scenarios are postulated to the extent conceivable in the reactor under consideration and analyzed using best estimate system thermal-hydraulics code RELAP5/Mod3.2. It is found that the various passive systems incorporated enable the reactor to tolerate the postulated accident conditions without causing severe plant conditions and core degradation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.8-19
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• 1993

강제순환 냉각상실사고시 조밀화된 저장계통의 사용후 핵연료에서 생성된 붕괴열의 제거를 확인하기 위한 자연순환 해석모델이 개발되었다 채택된 수치기법은 ADI방법에 근거하였다. 사용후 핵연료의 붕괴열 생성율은 ANS-79 붕괴열 모델에 따라 계산되었으며, 보수적인 붕괴열 생성량 입력을 위해 chopped sine곡선에 따른 비균일 표면열속이 가정되었다. 저장조내 국부비등의 발생 가능성을 조사하기 위해서 민감도분석이 수행되었으며, 이는 핵연료간 거리 비, 열 생성량 및 핵연료 봉 반지름 등의 여러 변수를 변경시킴으로서 이루어졌다. 이 모델의 적용결과는 적절한 냉각시간 후의 조밀화된 사용후 핵연료 다발을 통한 자연대류 유량이 안전하고 효과적인 방식으로 저장조의 온도준위를 조절할 수 있음을 보여주고 있으며, 또한 사용후 핵연료봉 재배치를 위한 냉각시간에 관한 허용기준이 얻어졌다.