• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권1호
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• pp.11-21
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• 2020

This study aims to develop and advance the evaluation technology for assessing PHWR safety. For this purpose, the complete loss of AC power or station blackout (SBO) was selected as a target accident scenario and the analysis model to evaluate the plant responses was envisioned into the MARS-KS input model. The model includes the main features of the primary heat transport system with a simplified model for the horizontal fuel channels, the secondary heat transport system including the shell side of steam generators, feedwater and main steam line, and moderator system. A steady state condition was achieved successfully by running the present model to check out the stable convergence of the key parameters. Subsequently, through the SBO transient analyses two cases with and without the coolant leakage via the PHTS pumps were simulated and the behaviors of the major parameters were compared. The sensitivity analysis on the amount of the coolant leakage by varying its flow area was also performed to investigate the effect on the system responses. It is expected that the results of the present study will contribute to upgrading the evaluation technology of the detailed thermal hydraulic analysis on the SBO transient of the operating PHWRs.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제16권2호
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• pp.97-109
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• 2020

On March 11, 2011, an earthquake followed by a tsunami caused an extended station blackout (SBO) at the Fukushima Dai-ichi NPP Units. The accident was initiated by a total loss of both onsite and offsite electrical power resulting in the loss of the ultimate heat sink for several days, and a consequent core melt in some units where proper mitigation strategies could not be implemented in a timely fashion. To enhance the plant's coping capability, the Diverse and Flexible Strategies (FLEX) were proposed to append the Emergency Operation Procedures (EOPs) by relying on portable equipment as an additional line of defense. To assess the success window of FLEX strategies, all sources of uncertainties need to be considered, using a physics-based model or system code. This necessitates conducting a large number of simulations to reflect all potential variations in initial, boundary, and design conditions as well as thermophysical properties, empirical models, and scenario uncertainties. Alternatively, data-driven models may provide a fast tool to predict the success window of FLEX strategies given the underlying uncertainties. This paper explores the applicability of Artificial Intelligence (AI) to identify the success window of FLEX strategy for extended SBO. The developed model can be trained and validated using data produced by the lumped parameter thermal-hydraulic code, MARS-KS, as best estimate system code loosely coupled with Dakota for uncertainty quantification. A Systems Engineering (SE) approach is used to plan and manage the process of using AI to predict the success window of FLEX strategies under extended SBO conditions.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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• 제40권3호
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• pp.165-173
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• 2016

2011년 3월 11일 리히터 스케일 9.0의 강진과 10-14m파도로 인해 Fukushima Daiichi(FD) 원자력 단지의 주전력과 보조전력이 끊어져 냉각장치가 작동하지 않았고 노심의 열이 제거되지 못해 폭발이 일어나는 사고가 발생했다. 노심의 열이 제거되지 못하면 핵연료 피복재인 지르칼로이(zircaloy)와 같은 금속이 고온 상태에서 수증기와 산화 반응하여 수소를 발생시킨다. 발생된 수소는 격납건물로 방출되는데 방출된 수소가 연소하는 경우 격납건물의 안정성에 영향을 줄 정도의 큰 충격을 유발할 수 있는 수소폭발로 이어질 수 있다. 본 연구에서는 격납건물 내부의 수소 분포를 분석한 연구 [1]에서 제시한 폭발의 위해도가 높은 영역에 대하여 폭발해석을 수행하였으며 수소 폭발이 격납건물의 건전성에 미치는 영향에 대하여 분석하였다. 격납건물 중앙부를 제외하고 수소폭발이 발생하였고 상부에 전체 수소의 40%이상이 모였을 때와 하부 좌측, 우측의 격벽사이에 수소가 모였을 때 큰 폭발이 발생했으며 격납건물 벽면에 큰 응력을 동반하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.41-47
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• 2018

원전사고 및 시설보수 과정에서 방출되는 방사성물질 중 $^{137}Cs$은 토양의 주 오염원 중 하나이다. 세슘으로 인한 토양오염은 주민의 거주 및 공업용지로의 재사용을 위해 제염이 불가피하다. 본 연구에서는 다양한 토양복원 기술 중 국내 외에서 실제 방사성물질로 오염된 토양에 적용한 사례가 있는 토양세척 기술을 선정하였다. 토양세척 공정은 세척제를 사용하여 토양과 세슘의 표면장력을 약화시켜 토양과 세슘을 분리하는 원리이다. 이러한 토양세척 공정의 세척수 재사용을 통해 공정효율을 높이고자 세척수에 응집제를 적용하여 미세토양 및 세슘의 제거 성능 실험을 수행하였다. ICP-OES를 통해 세슘 수용액에 토양을 첨가하여 세슘을 흡착시킨 후 응집제를 첨가하여 세슘의 농도를 측정하였으며 응집제 적용시 최대 세슘 제거율은 약 88%, 최소는 67%였다. Visual MINTEQ Code를 통한 세슘과 토양과의 종결합을 예측하였으며 탁도 측정을 통해 응집제 투여 후 탁도를 측정하여 세척수의 재사용 여부 및 미세토양 제거율을 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.413-423
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• 1993

본 논문에서는 경수로 노심 용융사고시 1차계통의 압력이 높은 경우에 발생하는 격납용기 직접가열 현상에 대한 실험연구를 하였다. 실험은 고리 1,2호기와 영광 3,4호기의 1/30 축소규모와 고리 1,2호기의 1/20 축소규모를 실험모형으로 하여 수행되었으며, 고리 1,2호기의 경우 축소 규모에 따른 검증도 시도하였다. 실험의 주요 변수는 초기 압력 용기의 압력, 파열면적 및 캐비티의 구조 등이다. 실험결과로부터 캐비티 외부로의 용융노심 분사비율은 높은 초기압력과 큰 파열면적을 가진 경우가 더 높으며 캐 비티의 구조가 분사비율에 큰 영향을 미침을 알 수 있었다. 본 연구의 실험결과를 이용하여 분사비율에 대한 실험관계식을 무차원 유효시간의 함수로 도출하여 제시하였으며, 이 실험관계식은 본 실험결과 뿐만 아니라 한국 과학기술원의 실험자료 및 미국 BNL 실험결과와도 잘 일치하였다.

• 에너지공학
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• 제13권1호
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• pp.51-59
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• 2004

국내에 설치 운영중인 원전 훈련용 시뮬레이터의 핵 증기공급 계통 열수력 프로그램은 1980련 전후에 외국 벤더들이 개발하여 공급한 것으로 이들 열수력 프로그램은 핵 증기공급 계통 열수력 현상을 실시간으로 모의하기 위해 과도하게 단순화된 모델을 채택하고 있다. 그 결과 원자로 냉각계통에 복잡한 이상유동이 발생하는 사고를 모의하는 경우 정확도가 떨어질 수 있어 부정적인 훈련(Negative training)을 초래할 가능성이 있다. 이와같은 문제를 해결하기 위해 전력연구원에서는 RETRAN-3D코드를 기본으로 시뮬레이터용 핵 증기공급 계통 열수력 프로그램 ARTS코드를 개발하였다. RETRAN-3D코드를 기본으로 하는 ARTS코드는 거의 대부분의 사고를 실시간으로 모의할 수 있으며 계산의 건전성도 보장된다. 그러나, 대형냉각재 상실사고나 저압 저유속 상태의 장기 과도현상 등을 모의하는 경우에 발생하는 계산실패나 실시간 계산 지체등의 가능성이 있다. 이 경우 이를 자동으로 대체 보완할 수 있는 보조계산체계를 개발했다. 특히, ARTS코드의 실시간 계산 및 건전성 문제가 예상되는 대형냉각재 상실사고를 주모의 대상으로 간주했다. 계산 결과는 코드의 정확도, 실시간 계산능력, 건전성 및 운전원 교육등에서 최종안정성평가보고서 및 ANSI/ANS-3.5-1998$^{[1]}$ 시뮬레이터 소프트웨어 기준을 만족하는 것으로 평가되었다

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.1-13
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• 2019

후쿠시마 원자력 발전소의 사고로 인해 일본 동부 지역에 다량의 방사성 핵종이 축적되었다. 이러한 방사성 물질은 숲, 도시, 하천, 호수를 포함한 넓은 범위에서 관측되고 있다. 방사성 세슘의 토양 입자에 강하게 흡착하는 특성 때문에 방사성 세슘은 침식된 토사와 함께 이동하여, 인구가 밀집한 하천 하류지역으로 그리고 연안으로 서서히 이동한다. 본 연구에서는 수생환경의 오염된 토사의 이동을 재현하기 위한 수치모델을 개발하고, 그 성과의 일부를 한국원자력연구원 내에 위치한 침식된 토사 관측 장비에서 관측된 결과와 비교하였다. 수집된 토사 시료의 입경 특성을 분석하기 위해서 표준 체분석과 이미지 분석법을 적용하였다. 수치 모델은 초기 포화도, 강우의 토사 침투율, 멀티 레이어, rain splash 등을 고려하여 현실의 강우에 따른 토사의 이동을 시뮬레이션 할 수 있도록 개발하였다. 2019년 연구에서는 수치모델에 나무에 의한 강우 쉴드 효과, 증발효과, 표면물의 쉴드 효과 등이 추가될 계획이다. 토사 유실 관측 장비를 2018년부터 월성 원전 인근에 설치해 지속적으로 관측 자료를 수집하고 있다. 이러한 관측자료를 기반으로 방사성 핵종의 강우, 하천, 연안으로 이동하는 장기 영향 평가 수치모델을 개발할 계획이다.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권2호
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• pp.89-95
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• 2014

원전의 인허가 승인을 위한 사고결말평가에서 경수로는 미국의 규제지침에서 제시한 바와 같이 방사성물질의 지표침적의 고려를 허용하지 않고 있는데 반해 중수로의 규제지침에서는 이의 고려를 허용하고 있다. 이러한 배경에 따라 본 연구에서는 방사성물질의 지표침적에 의한 피폭영향의 민감도를 정량적으로 고찰, 분석하였다. 가상사고 시나리오를 구성하여 Cs-137과 I-131의 환경방출에 따른 총 피폭선량을 평가한 결과, 방사성물질의 지표침적과 이로 인한 공기중 농도의 감손을 고려치 않는 경우에 보다 보수적 결과를 나타냈다. 이는 지표침적에 의한 피폭선량이 총 피폭선량에 미치는 기여는 상대적으로 적은데 비해 지표침적으로 인한 공기중 농도의 감손이 총 피폭선량에 미치는 기여는 상대적으로 크기 때문이다. 대기안정도, 방출기간, 평가거리 등에 따라 차이는 있지만 두 핵종 모두 총 피폭선량에 대해 흡입에 의한 피폭이 90% 이상을 차지했으며, 지표침적에 의한 피폭은 기껏해야 10% 미만을 나타냈다. 지표침적의 고려에 따른 총 피폭선량의 감소는 $^{137}Cs$ 보다는$^{131}I$의 경우에 보다 컸으며, 대기가 안정하고 방출기간이 길수록, 그리고 방출점으로부터 평가지점이 멀수록 감소경향은 보다 뚜렷하게 나타났다.

• International Journal of Air-Conditioning and Refrigeration
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• 제11권2호
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• pp.51-60
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• 2003

In the nuclear power plant, emergency core coolant system (ECCS) is furnished at reactor coolant system (RCS) in order to cool down high temperature water in case of emergency. However, in this coolant system, thermal stratification phenomenon can occur due to coolant leaking in the check valve. The thermal stratification produces excessive thermal stresses at the pipe wall so as to yield thermal fatigue crack (TFC) accident. In the present study, effects of turbulence penetration on the thermal stratification into T-branches with square cross-section in the modeled ECCS are analysed numerically. Standard k-$\varepsilon$ model is employed to calculate the Reynolds stresses in momentum equations. Results show that the length and strength of thermal stratification are primarily affected by the leak flow rate of coolant and the Reynolds number of duct. Turbulence penetration into the T-branch of ECCS shows two counteracting effects on the thermal stratification. Heat transport by turbulence penetration from main duct to leaking flow region may enhance thermal stratification while the turbulent diffusion may weaken it.