최근 미-북간 관계 개선 등으로 인하여 북핵 문제가 핵 검증단계로 진전될 것이라는 예상이 나오고 있다. 이제부터 우리 정부는 북핵 프로그램의 성공적 검증 폐기를 위해, 북한의 신고 후 전개될 상황에 대비하여 철저히 준비해야 한다. 본 논문에서는 구 소련과 이라크의 대량살상무기 검증 폐기 사례로부터 두 나라의 대량살상무기 검증 폐기 과정에서 발생한 문제점을 조사 분석하여, 북핵 검증 폐기 과정 시 발생할 수 있는 문제점을 파악하고 이를 방지하기 위한 정책적 고려사항을 도출하는데 목적을 두었다.
Nuclear power plants have recognized the importance of nuclear cybersecurity. Based on regulatory guidelines and security-related standards issued by regulatory agencies around the world including IAEA, NRC, and KINAC, nuclear operating organizations and related systems manufacturing organizations, design companies, and regulatory agencies are considering methods to prepare for nuclear cybersecurity. Cryptographic algorithms have to be developed and applied in order to meet nuclear cybersecurity requirements. This paper presents methodologies for validating cryptographic algorithms that should be continuously applied at the critical control system of I&C in NPPs. Through the proposed schemes, validation programs are developed in the PLC, which is a critical system of a NPP's I&C, and the validation program is verified through simulation results. Since the development of a cryptographic algorithm validation program for critical digital systems of NPPs has not been carried out, the methodologies proposed in this paper could provide guidelines for Cryptographic Module Validation Modeling for Control Systems in NPPs. In particular, among several CMVP, specific testing techniques for ECB mode-based block ciphers are introduced with program codes and validation models.
System dynamics model has been developed and computer simulation has been peformed for the evaluation of R&D policy. One of the main results of the basecase scenario is as follows. After simulation of nuclear R&D resource allocation strategies, we discovered that their net benefit value was maximum at 130% nuclear R&D budget case. And after simulation of human resource management strategies and policy research program strategies, we confirmed that it is beneficial to allocate budgets in the early phase for human resources management program and research program for the policy.
The U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) Regulatory Guide (RG) 1.20 provides guidance on the comprehensive vibration assessment program (CVAP) to be performed on reactor internals during preoperational and startup tests. The purpose of the program is to identify loads that could cause vibration in the reactor internals and to ensure that these vibrations do not affect their structural integrity. The structural vibrational analysis program involves creating finite element analysis models of the reactor internals and calculating their structural responses when subjected to vibration loads. The appropriateness of the structural analysis methodology must be demonstrated through benchmarks or any other reasonable means. Although existing structural analysis methodologies have been proven to be appropriate and are widely used, this paper presents the development of an improved new structural analysis methodology for APR1400 reactor internals using scaled model tests.
The U.S. Department of Energy's Fuel Cycle Technologies R&D program under the Office of Nuclear Energy is working to advance technologies to enhance both the existing and future fuel cycles. One thrust area is in developing enabling technologies for next generation nuclear materials management under the Materials Protection, Accounting and Control Technologies (MPACT) Campaign where advanced instrumentation, analysis and assessment methods, and security approaches are being developed under a framework of Safeguards and Security by Design. An overview of the MPACT campaign's activities and recent accomplishments is presented along with future plans.
Critical heat flux (CHF) has traditionally been evaluated using look-up tables or empirical correlations for nuclear power plants. However, under complex moving condition, it is necessary to reconsider the CHF characteristics since the conventional CHF prediction methods would no longer be applicable. In this paper, the additional forces caused by motions have been added to the annular film dryout (AFD) mechanistic model to investigate the effect of moving condition on CHF. Moreover, a theoretical model of the natural circulation loop with additional forces is established to reflect the natural circulation characteristics of the loop system. By coupling the system loop with the AFD mechanistic model, a CHF prediction program called NACOM for natural circulation loop under moving condition is developed. The effects of three operating conditions, namely stationary, inclination and rolling, on the CHF of the loop are then analyzed. It can be clearly seen that the moving condition has an adverse effect on the CHF in the natural circulation system. For the calculation parameters in this paper, the CHF can be reduced by 25% compared with the static value, which indicates that it is important to consider the effects of moving condition to retain adequate safety margin in subsequent thermal-hydraulic designs.
An analysis program for the evaluation of pressure vessel integrity under pressurized thermal shock (PTS) is developed. For given material properties and transient history such as temperature and pressure, the stress distribution is calculated and then stress intensity factors are obtained for a wide range of crack sizes. The stress intensity factors are compared with the fracture toughness to check if cracking is expected to occur during the transient. Using this program a round robin problem of PTS during a small break loss of coolant transient has been analyzed as a part of the international comparative assessment study. The allowable maximum reference nil-ductility transition temperatures are determined for various crack sizes.
In order to reduce the cost of software maintenance including software modification, we suggest the object oriented program with checking the version of application program using the Java language and the technique of executing the downloaded application program via network using the application manager. In order to change the traditional scheduler to the application manager we have adopted the Xlet concept in the nuclear fields using the network. In usual Xlet means a Java application that runs on the digital television receiver. The Java TV Application Program Interface(API) defines an application model called the Xlet application lifecycle. Java applications that use this lifecycle model are called Xlets. The Xlet application lifecycle is compatible with the existing application environment and virtual machine technology. The Xlet application lifecycle model defines the dialog(protocol) between an Xlet and its environment
For an off-site consequence analysis at nuclear power plant, MELCOR Accident Consequence Code System(MACCS) II code is widely used as a software tool. In this study, the algorithm of web-based off-site consequence analysis program(OSCAP) using the MACCS II code was developed for an Integrated Leak Rate Test (ILRT) interval extension and Level 3 probabilistic safety assessment(PSA), and verification and validation(V&V) of the program was performed. The main input data for the MACCS II code are meteorological, population distribution and source term information. However, it requires lots of time and efforts to generate the main input data for an off-site consequence analysis using the MACCS II code. For example, the meteorological data are collected from each nuclear power site in real time, but the formats of the raw data collected are different from each site. To reduce the efforts and time for risk assessments, the web-based OSCAP has an automatic processing module which converts the format of the raw data collected from each site to the input data format of the MACCS II code. The program also provides an automatic function of converting the latest population data from Statistics Korea, the National Statistical Office, to the population distribution input data format of the MACCS II code. For the source term data, the program includes the release fraction of each source term category resulting from modular accident analysis program(MAAP) code analysis and the core inventory data from ORIGEN. These analysis results of each plant in Korea are stored in a database module of the web-based OSCAP, so the user can select the defaulted source term data of each plant without handling source term input data.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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