• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권7호
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• pp.727-734
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• 2012

A new advanced safety feature of DVI+ (Direct Vessel Injection Plus) for the APR+ (Advanced Power Reactor Plus), to mitigate the ECC (Emergency Core Cooling) bypass fraction and to prevent switching an ECC outlet to a break flow inlet during a DVI line break, is presented for an advanced DVI system. In the current DVI system, the ECC water injected into the downcomer is easily shifted to the broken cold leg by a high steam cross flow which comes from the intact cold legs during the late reflood phase of a LBLOCA (Large Break Loss Of Coolant Accident)For the new DVI+ system, an ECBD (Emergency Core Barrel Duct) is installed on the outside of a core barrel cylinder. The ECBD has a gap (From the core barrel wall to the ECBD inner wall to the radial direction) of 3/25~7/25 of the downcomer annulus gap. The DVI nozzle and the ECBD are only connected by the ECC water jet, which is called a hydrodynamic water bridge, during the ECC injection period. Otherwise these two components are disconnected from each other without any pipes inside the downcomer. The ECBD is an ECC downward isolation flow sub-channel which protects the ECC water from the high speed steam crossflow in the downcomer annulus during a LOCA event. The injected ECC water flows downward into the lower downcomer through the ECBD without a strong entrainment to a steam cross flow. The outer downcomer annulus of the ECBD is the major steam flow zone coming from the intact cold leg during a LBLOCA. During a DVI line break, the separated DVI nozzle and ECBD have the effect of preventing the level of the cooling water from being lowered in the downcomer due to an inlet-outlet reverse phenomenon at the lowest position of the outlet of the ECBD.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권6호
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• pp.2311-2320
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• 2022

The main outcomes of the experiments H2P6 performed in the thermal-hydraulics large-scale PANDA facility at PSI in the frame of the OECD/NEA HYMERES-2 project are presented in this article. The experiments of the H2P6 series consists of two PANDA tests characterized by the activation of three (H2P6_1) or one (H2P6_2) cooler(s) in an initially stratified and pressurized containment atmosphere. The initial stratification is defined by a helium-rich region located in the upper part of the vessel and a steam/air atmosphere in the lower part. The activation of the cooler(s) results i) in the condensation of the steam in the vicinity of the cooler(s), ii) the corresponding activation of large scale natural circulation currents in the vessel atmosphere, with the result of iii) the re-distribution and mixing of the Helium stratification initially located in the upper half of the vessel and iv) the continuous pressure decay. The initial helium layer represents hydrogen generated in a postulated severe accident. The main question to be answered by the experiments is whether or not the interaction of the different, localized cooler units would be important for the application of numerical methods. The paper describes the initial and boundary conditions and the experimental results of the H2P6 series with the suggestion of simple scaling laws for both experiments in terms of i) the temperature difference(s) across the cooler(s), ii) the transient steam and helium content and iii) the pressure decay in the vessel. The outcomes of this scaling indicate that the interaction between separate, closely localized units does not play a prominent role for the present experiments. It is therefore reasonable to model several units as one large component with equivalent heat transfer area and total water flow rate.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.973-979
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• 2024

In the framework of the Generation IV research and development project, in which the French Commission of Alternative and Atomic Energies (CEA) is involved, a main objective for the design of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) is to meet the safety goals for severe accidents. Among the severe ones, the Unprotected Transient OverPower (UTOP) accidents can lead very quickly to a global melting of the core. UTOP accidents can be considered either as slow during a Control Rod Withdrawal (CRW) or as fast. The paper focuses on fast UTOP accidents, which occur in a few milliseconds, and three different scenarios are considered: rupture of the core support plate, uncontrolled passage of a gas bubble inside the core and core mechanical distortion such as a core flowering/compaction during an earthquake. Several levels and rates of reactivity insertions are also considered and the thermal-mechanical behavior of an ASTRID fuel pin from the ASTRID CFV core is simulated with the GERMINAL code. Two types of fuel pins are simulated, inner and outer core pins, and three different burn-up are considered. Moreover, the feedback from the CABRI programs on these type of transients is used in order to evaluate the failure mechanism in terms of kinetics of energy injection and fuel melting. The CABRI experiments complete the analysis made with GERMINAL calculations and have shown that three dominant mechanisms can be considered as responsible for pin failure or onset of pin degradation during ULOF/UTOP accident: molten cavity pressure loading, fuel-cladding mechanical interaction (FCMI) and fuel break-up. The study is one of the first step in fast UTOP accidents modelling with GERMINAL and it has shown that the code can already succeed in modelling these type of scenarios up to the sodium boiling point. The modeling of the radial propagation of the melting front, validated by comparison with CABRI tests, is already very efficient.

• 자원환경지질
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• 제51권2호
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• pp.149-166
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• 2018

전 세계적으로 대규모 지진의 발생과 이로 인한 인명피해와 재산피해는 끊임없이 발생하고 있다. 특히 일본의 동일본 대지진(M=9.0; 2011. 3. 11.)은 이로 인한 쓰나미의 발생으로 상당한 인명피해와 경제적 손실을 가져왔고, 후쿠시마 원전사고를 유발하였다. 대부분의 지진은 기존 활성단층들의 재활성에 의해 발생한다. 따라서 활성단층에 의한 지진의 재발특성을 이해하기 위한 고지진학적 연구가 활발히 수행되고 있다. 우리나라는 유라시아판 내부에 위치하여 이웃한 일본이나 대만과 같은 나라들에 비해 지진으로부터 안전지대로 여겨져 왔다. 그러나 최근 경주지진(M=5.8; 2016. 9. 12.)과 포항지진(M=5.4; 2017, 11. 15.)으로 인해 우리나라에서도 지진재해에 대한 불안감이 증가하고 있다. 특히 이 지역은 많은 원자력관련 시설물들과 대규모 산업단지가 밀집되어 있는 지역들로 지진재해로부터 극도의 안전성이 확보되어야 한다. 그러나 한반도 남동부의 경우 대규모 지진들이 제4기뿐만 아니라 역사시대에도 자주 발생한 것으로 보고되고 있다. 따라서 지진에 의한 피해를 줄이기 위해서는 활성단층을 추적하고, 활성단층을 따른 지표파열의 특성을 파악하여 해당지역에서의 지진과 단층의 거동특성을 이해하는 것이 중요하다. 이 연구에서는 극도의 안전성 확보가 필요한 원자력관련시설물들의 부지 선정을 위한 활성단층, 단층손상대, 지진과 활성단층의 상관성, 그리고 이격거리 등의 구조지질학적 평가방법을 설명하고, 이를 통해 안전한 원자력관련 시설물의 부지선정뿐만 아니라 지진재해와 방재에 유용한 정보를 제공하고자 한다.

• 한국광학회지
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• 제28권4호
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• pp.166-171
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• 2017

수소 가스는 연소과정에서 오염물질의 배출이 없는 친환경 에너지원이다. 그러나 연소 및 폭발성이 매우 강해 매우 위험한 특징을 갖고 있다. 원자력 발전소의 중대 사고 발생시 핵연료의 산화 과정에서 다량의 수소 가스가 발생하며 원전 격납 건물의 2차 사고의 원인으로 작용함으로 원전의 안전을 확보하기 위하여 수소 가스의 검출 기술은 매우 중요하다. 본 논문은 수소 가스의 원격 계측을 위한 라만 라이다 시스템의 개발에 관한 것이다. 소형의 이동 가능한 라만 라이다 시스템을 설계 및 개발하였으며, 수소 가스의 농도를 정량적으로 계측하기 위한 계측 알고리즘을 개발하였다. 개발된 수소 가스 계측을 위한 라만 라이다 시스템의 수소 가스 검출 능력을 검증하기 위하여 수소 가스의 농도를 조절할 수 있는 가스 챔버를 이용하여 낮에 야외 환경에서 수소 가스 검출 실험을 실시하였다. 그 결과 20미터 거리에서 최소 0.67 Vol.%의 수소 가스 농도의 검출이 가능하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권3호
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• pp.201-209
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• 2016

후쿠시마 원전사고 이후 광역의 방사성 오염부지가 발생되었으며, 이에 대한 제염작업으로 인하여 다량의 제염폐기물이 발생하였다. 일본에서는 이를 보관하기 위하여 각 지역에 임시저장시설이 운영되고 있으며, 이들 시설들은 피난지시해제가 이루어진 지역의 일반인에 대하여 방사선학적 영향을 미칠 것으로 판단된다. 본 연구에서는 임시저장시설 인근에 거주하는 일반인의 방사선학적 안전성 확보를 위하여 임시저장시설 특성에 따른 거리별 공간 방사선량률 및 선량제한치를 만족하는 임시저장시설로부터의 이격거리를 평가하였다. 이를 위해 임시저장시설의 형태 및 크기, 복토 두께 등을 고려하였으며, MCNPX를 이용하여 방사선량률을 평가하였다. 복토에 의한 차폐효과는 두께가 10 cm일 때 68.9%, 30 cm일 때 96.9%, 50 cm 일 때 99.7%로 나타났다. 임시저장시설 형태에 따른 공간 방사선량률은 지상 보관형일 때 가장 높게 나타났으며, 이어서 반지하 보관형, 지하 보관형일 순으로 나타났다. 임시저장시설 크기에 따른 공간 방사선량률은 $5{\times}5{\times}2m$ 시설을 제외한 시설에 대하여 유사하게 나타났다. 이는 임시저장시설 내 적재된 제염폐기물에 의하여 자기차폐가 이루어지기 때문이다. 최종적으로 크기가 $50{\times}50{\times}2m$이고, 복토가 없는 임시저장시설의 경우, 지상 보관형의 평가된 이격거리는 14 m(최소농도), 33 m(최빈농도), 57 m(최대농도)이며, 반지하 보관형의 이격거리는 9 m(최소농도), 24 m(최빈농도), 45 m(최대농도), 지하보관형의 이격거리는 6 m(최소농도), 16 m(최빈농도), 31 m(최대농도)로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제47권4호
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• pp.204-213
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• 2022

Background: The accident at the Fukushima Daiichi nuclear power plant increased the level of anxiety related to the radioactive contamination of various foods sourced in Japan. Particularly, after the accident, the detection of artificial radionuclides in locally produced foods raised food safety concerns. In this study, the radioactivity concentrations and annual ingestions of ⁴⁰K and ¹³⁷Cs in food products commonly and frequently consumed by the general public were investigated, and the annual effective dose of each was evaluated. Materials and Methods: The 2016-2018 data from the Radiation Safety Management Report released by the Korea Nuclear Safety Technology Center was referenced for the evaluation of the amounts of ⁴⁰K and ¹³⁷Cs contained in food. Using the food-ingestion survey mentioned above as a reference, we selected 62 foods to include in our radioactivity concentration and dose assessment. We also developed a questionnaire and evaluated the responses from the subjects who answered the questionnaire. Results and Discussion: The radioactivity concentration of ¹³⁷Cs was found to be close to or below the level of minimum detectable activity. Additionally, the annual ingestion of 62 foods was 294.77 kg/yr, the effective doses from ⁴⁰K and ¹³⁷Cs were 136.4 and 0.163 μSv/yr, respectively. Conclusion: Thus, the findings confirmed that the effective dose from ⁴⁰K and ¹³⁷Cs in food tends to be lower than the effective dose limit of 1 mSv/yr suggested by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) Publication 60. The questionnaire developed in this study is expected to be useful for estimating the annual effective dose status of Korean adults who consume foods containing ⁴⁰K and ¹³⁷Cs.

• 시큐리티연구
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• 제41호
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• pp.37-66
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• 2014

최근 전자공학의 급격한 발달로 컴퓨터와 전자 통신 기술에 의존도가 높아지고 있으며 각 부분이 상호 연계되어 모든 전자 장비를 무용지물로 만드는 EMP에 의한 직접적 또는 간접적인 피해가 발생하고 있다. 대한민국과 긴박한 대치 상황에 놓여 있는 북한은 상당한 수준의 EMP 관련 기술을 가지고 있으며, EMP 무기를 이미 보유했거나 수년 내 EMP 무기의 개발을 완료할 것으로 전망하고 있다. 북한은 장거리 미사일발사 직후에 여러 차례 핵실험을 실시하였으며 노골적인 핵 협박 공세가 강화되었음을 보았을 때, 고고도 핵실험을 언제라도 할 수 있는 능력을 보유하였다고 보아야 하며, 이는 EMP 무기의 실전적인 공격능력이 갖추어 졌다는 것을 의미한다고 할 것이다. 이러한 시점에서 피해상황을 예측하여 대한민국의 안보현실에 부합되는 EMP 방호시스템의 구축은 무엇보다도 필요한 과제이다. 그 피해의 규모는 예측 불가하지만 크게 군사적 피해와 사회 경제적 피해 그리고 인명피해상황으로 구분해 보았을 때 통신 시스템 및 위성장비의 마비를 시작으로 군사안보시스템과 수송, 금융, 국가비상체계 등 여러 부문으로 피해가 나타난다. 일반적으로 EMP는 직접적인 인명피해는 없다고 보고되지만 의료기기에 의존하는 사람들에게는 치명적인 피해가 나타날 수 있다. 또한, 국가전력체계 마비로 인한 전력공급중단이 가져다주는 피해만 생각 할 것이 아니라 주 전력발전 중 원자력발전소 의존도가 높은 국내는 블랙아웃현상발생 시 심각한 원전사고로 이어질 수 있는 발전소 내부의 문제점도 예측해 보아야 한다. 우선 특별 전문 위원회를 구성하여 EMP 방호시설 및 장비에 대한 수요조사를 실시하고, 그에 맞는 소요예산을 구성하여 엄격한 기준 아래 시공업체를 선별하여야 한다. 그 후 EMP 방호성능검증을 위한 기관을 만들어 성능을 검증 한 후 유지 보수 안전 및 설계 시공회사 보안 관리를 하는 조직적이고 체계적인 과정을 거쳐 경호시설물이나 경호통신장비 기동장비 등에 대한 완벽한 EMP 방호시스템을 갖추어 놓아야 할 것이다.

• 에너지공학
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• 제24권3호
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• pp.96-108
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• 2015

피동원자로건물냉각계통(Passive Containment Cooling System; PCCS)은 전원 공급 없이도 원자로건물 내부의 열을 제거하여 그 건전성을 유지시키기 위한 안전설비이다. 본 연구에서는 현재 연구중인 PCCS를 1400 MWe 가압경수형 원전(APR1400)에 설치하는 경우 PCCS 성능을 분석하였다. 분석도구로 계통열수력분석코드 MARS-KS1.3을 사용하였다. PCCS의 성능분석을 위해 APR 1400 표준안전성분석 보고서를 참고하여 원자로건물 내부의 최대압력을 유발하는 사고 시나리오인 저온관 양단 파단사고를 모의하였다. 이 계산에서는 PCCS, 원자로냉각계통 및 원자로건물의 열수력을 동시에 모의하였다. 계산결과를 통해 기존의 원자로건물 살수계통을 대체하여 PCCS가 원자로건물의 건전성을 유지시킬 수 있음을 확인하였다. 또한 PCCS의 성능에 영향을 줄 수 있는 여러 인자를 변경해가며 민감도 분석을 수행하였고 PCCS의 문제점도 확인하였다.

• 핵의학기술
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• 제15권2호
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• pp.104-110
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• 2011

Purpose: 최근 의료기관에 대한 객관적인 평가방법은 의료기관 인증제도를 시행하여 의료서비스에 대한 수요자의 신뢰성을 높이고 있다. 또한 핵의학 검사실과 진단검사의학 검사실도 국제적인 여러 종류의 인증제도를 채택하면서 검사실내의 안전관리에 관한 사항이 중요시 되고 있다. 핵의학과 혈액검사실에서도 검체에 의한 감염 및 방사성 동위원소시약을 비롯한 여러 유해환경에 노출되어 있으므로 직원 및 환자의 안전관리 영역에 많은 관심이 요구된다. 이에 본원 핵의학과 혈액검사실에서 실시하고 있는 직원 및 환자의 안전관리 활동에 대해 논해 보고자 한다. Material & Method: 본원 핵의학과 혈액검사실에서는 안전관리 책임자에 의해 전반적인 안전관리 사항이 제시되고 검사실 모든 직원이 이를 업무에 적용하고 있다. 정해진 규정에 따라 안전관리 교육을 정기적으로 실시하고 있으며, 검사 업무 중에는 개인 보호구 착용 및 손 위생을 시행하여 감염을 예방하고 있다. 또한 기술적 안전지침과 정전으로 발생되는 사고지침을 통해 유사시에 대비하고 있다. 감염관리 지침을 통해 감염 예방 및 감염 시 대비 요령을 숙지하고 방사성 동위원소 관리, 시약 사용에 대한 안전관리 및 유해화학 물질에 대한 안전 지침을 업무에 적용하고 있다. Result: 핵의학과 혈액검사실에서는 안전관리 규정을 업무에 적용하고 있다. 손 위생을 실시해야 하는 상황에서 손 씻기를 시행하여 직원 및 환자 간 감염을 예방하고 있으며, 검체에 의한 감염을 예방하고자 개인 보호구 착용을 하고 있다. 혈액검사실 내에서 사용하고 있는 시약에서 유해물질로 분류된 시약은 쉽게 알아 볼 수 있도록 분리하여 보관하며 방사성 폐기물 및 일반 의료 폐기물도 효율적으로 안전한 관리를 하고 있다. 이와 같은 많은 안전관리 활동을 통해 직원들은 안전관리 의식이 향상 되었으며 환자들은 여러 위험으로부터 보호되고 있다. Conclusion: 핵의학과 혈액검사실 직원은 안전관리에 대한 규정을 충분히 숙지하고 업무에 적용해야 한다. 더 나은 안전관리에 대한 제안이 나오면 검토하여 적용하고 직원 및 환자의 안전관리에 대한 질적 향상을 높여야 할 것으로 사료된다.