• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권1호
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• pp.11-32
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• 2006

System thermal-hydraulic codes have been used in the past decades in the areas of design, operation, licensing and safety of Nuclear Power Plants (NPPs). The development and validation of these codes have reached a high degree of maturity, through the consideration of huge experiments and advanced numerical models. Nowadays, the analyses are based upon realistic approaches rather than the conservative evaluation models. However the applications of these computational tools require preliminary qualification issues. Although huge amounts of financial and human resources have been invested for the development and improvement of codes, the calculation results are still affected by errors. In the sophisticated nuclear technology, design and safety of NPP, these errors must be quantified. An overview of the state of the art of the current thermal-hydraulic system code is developed and the need of uncertainty analysis in code calculations is emphasized. Several sources of uncertainty have been classified and commented, and typical applications of such methods are shown.

• 비파괴검사학회지
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• 제27권2호
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• pp.89-96
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• 2007

원자력발전소 증기발생기 전열관의 건전성을 평가하기 위해서 계획예방정비 기간에 수행되는 와전류검사의 여러 가지 기법중에서 보빈 탐촉자 검사는 가장 기본적인 중요한 검사이다. 와전류 탐촉자는 검사 계통의 핵심적인 부분으로서 특정 절차서에 따라 평가가 이루어질 때 대상 시험체의 합부를 결정하는 자료를 제공하게 된다. 또한, 수집된 와전류신호의 품질은 사용되는 탐촉자의 설계특성, 기하학적 형태, 운전주파수에 따라 결정되고, 검사결과에 미치는 영향이 크기 때문에 와전류검사 탐촉자의 선정은 특히 중요하다. 본 연구에서는 국내 원전 증기발생기 전열관 검사를 위한 최적의 차동형 보빈탐촉자를 설계하였다. 또한 보빈탐촉자 시작품의 전기적 특성과 와전류신호 특성 평가를 수행하여 만족한 결과를 도출하였다.

• 대한토목학회논문집
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• 제43권6호
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• pp.699-708
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• 2023

원자력 발전소는 안전하게 운영될 수 있도록 설계단계에서 자연재해를 포함한 예상 가능한 모든 외부사건들이 고려되고 있다. 그러나 최근에 기후변화로 인해 설계를 초과하는 자연재해의 발생 가능성이 증가하면서 설계 당시에 예측하지 못했던 극한자연재해와 외부사건에 대해 세심한 검토가 요구되고 있다. 본 연구에서는 국내 원전 부지별 잠재적 극한자연재해를 선별하고자 하였다. 이를 위해서 원전 부지특성과 원전 부지별 외부재해로 인해 발생한 사건을 조사하고 분석하였다. 그리고 기존 문헌과 연구 자료를 조사하여 국내 원전 실정에 맞는 선별절차와 기준을 수립하였다. 본 연구에서 수립된 선별기준에 근거하여 원전 부지별로 정성적 선별을 수행하였고, 선별된 자연재해를 대상으로 정량적 선별과 현장실사를 통해 국내 원전 부지별 잠재적 극한자연재해를 선별하였다. 선별 결과, 폭우에 의한 내부침수 이외에도 강풍에 의한 풍압과 극한 공기압이 모든 부지에서 공통적인 잠재적 극한자연재해로 선별되었다. 그리고 고리부지의 경우 폭풍해일이 1순위의 잠재적 극한자연재해로 선정되었다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제16권3호
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• pp.35-42
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• 2012

암반지반에 주어진 등재해도 스펙트럼에 상응하는 원전부지 토사지반에서의 등재해도 스펙트럼을 도출하기 위한 확률론적 방법론을 제시하였다. 이를 위해 지진 운동 및 지반의 불확실성을 고려한 지반응답 해석을 통해 토사지반 지표에서의 지진동 증폭계수를 산정하였다. 증폭계수는 가장 상관관계가 높은 지반운동의 스펙트럴 가속도 규모와의 회귀분석을 통해 계산되었다. 이 방법론을 적용하여 국내 KNGR (Korean Next Generation Reactor) 및 APR1400 (Advanced Power Reactor 1400) 원전의 포괄부지 지반 중 B1, B4, C1 및 C3 지반을 대상으로 등재해도 스펙트럼을 도출하였다. 등재해도 스펙트럼을 통해 지진동 발생 빈도 별 위험 주파수 대역을 평가하고 분석하였다. 이 결과는 원전의 종합적 지진리스크 평가 결과를 보다 합리적으로 개선하는 데에 활용될 수 있으며, 향후 다양한 종류의 토사지반에 대한 등재해도 스펙트럼을 평가하는 데에 적용할 수 있을 것으로 기대된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제33권4호
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• pp.151-160
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• 2008

국내 원전에서는 과거에 불균일 방사선장이 형성되는 고피폭 방사선작업에 2개의 복수선량계(TLD)를 머리와 기슴에 패용하였으며, 이들 선량계 판독값 중에서 최대값을 유효선량으로 평가함으로써 일정 부분이 과대평가되고 있는 것으로 나타났다. 따라서 이러한 문제점을 개선하고자 국제적인 기관에서 제시된 복수선량계 알고리즘을 대상으로 적절한 알고리즘을 선정하기 위한 현장적용 시험을 실시하였다. 여기에는 캐나다 원전사업자(OPG), 미국표준기술협회(ANSI HPS N13.41), NCRP(55/50), NCRP(70/30), EPRI (NRC), Lakshmanan, Kim(Texas A&M University) 알고리즘 등을 대상으로 하였고, 국내 원전의 계획예방정비기간동안 고피폭이 예상되는 방사선작업을 대상으로 작업종사자에게 3개의 복수선량계를 가슴, 머리, 등에 동시에 패용하였고 판독하였다. 이 시험 결과에 따르면 Lakshmanan 알고리즘을 제외하고 유효선량 평가에서 모든 복수선량계 알고리즘이 거의 유사한 경향을 보이는 것으로 나타났다. 한편 현장적용시험 결과와 이들 알고리즘의 기술적 배경과 방사선작업과정에서의 편의성 등을 종합적으로 고려하여 NCRP(55/50) 알고리즘을 최종적으로 선정하였다. 또한 복수선량계 지급조건은 INPO와 ANSI의 지침을 검토하여 빙사선량율이 1 mSv/hr 이상이면서 인체 특정부위 간의 선량율이 30% 이상차이가 나고 단일 작업에서 2mSv 이상피폭을 받을 것으로 예상될 때 지급하는 것으로 결정하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권1호
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• pp.192-205
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• 2020

Seismic design practices and seismic response analyses of civil structures and nuclear power plants (NPPs) have conventionally used the peak ground acceleration (PGA) or spectral acceleration (S_a) as an intensity measure (IM) of an earthquake. However, there are many other earthquake IMs that were proposed by various researchers. The aim of this study is to investigate the correlation between seismic responses of NPP components and 23 earthquake IMs and identify the best IMs for correlating with damage of NPP structures. Particularly, low- and high-frequency ground motion records are separately accounted in correlation analyses. An advanced power reactor NPP in Korea, APR1400, is selected for numerical analyses where containment and auxiliary buildings are modeled using SAP2000. Floor displacements and accelerations are monitored for the non- and base-isolated NPP structures while shear deformations of the base isolator are additionally monitored for the base-isolated NPP. A series of Pearson's correlation coefficients are calculated to recognize the correlation between each of the 23 earthquake IMs and responses of NPP structures. The numerical results demonstrate that there is a significant difference in the correlation between earthquake IMs and seismic responses of non-isolated NPP structures considering low- and high-frequency ground motion groups. Meanwhile, a trivial discrepancy of the correlation is observed in the case of the base-isolated NPP subjected to the two groups of ground motions. Moreover, a selection of PGA or S_a for seismic response analyses of NPP structures in the high-frequency seismic regions may not be the best option. Additionally, a set of fragility curves are thereafter developed for the base-isolated NPP based on the shear deformation of lead rubber bearing (LRB) with respect to the strongly correlated IMs. The results reveal that the probability of damage to the structure is higher for low-frequency earthquakes compared with that of high-frequency ground motions.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.331-337
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• 2018

원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다. 본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 $1.0{\times}10^1{\sim}1.0{\times}10^2Bq$ 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권1호
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• pp.11-26
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• 2014

The analyses carried out within the Seismic Probabilistic Risk Assessments (SPRAs) of Nuclear Power Plants (NPPs) are affected by significant aleatory and epistemic uncertainties. These uncertainties have to be represented and quantified coherently with the data, information and knowledge available, to provide reasonable assurance that related decisions can be taken robustly and with confidence. The amount of data, information and knowledge available for seismic risk assessment is typically limited, so that the analysis must strongly rely on expert judgments. In this paper, a Dempster-Shafer Theory (DST) framework for handling uncertainties in NPP SPRAs is proposed and applied to an example case study. The main contributions of this paper are two: (i) applying the complete DST framework to SPRA models, showing how to build the Dempster-Shafer structures of the uncertainty parameters based on industry generic data, and (ii) embedding Bayesian updating based on plant specific data into the framework. The results of the application to a case study show that the approach is feasible and effective in (i) describing and jointly propagating aleatory and epistemic uncertainties in SPRA models and (ii) providing 'conservative' bounds on the safety quantities of interest (i.e. Core Damage Frequency, CDF) that reflect the (limited) state of knowledge of the experts about the system of interest.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권2호
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• pp.466-473
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• 2021

Fire protection is one of important issues to ensure safety and reduce risks of nuclear power plants (NPPs). While robust programs to shut down commercial reactors in any fires have been successfully maintained, the concept and associated regulatory requirements are constantly changing or strengthening by lessons learned from operating experiences and information all over the world. As part of this context, it is necessary not only to establish specific fire hazard assessment methods reflecting the characteristics of research reactors and educational reactors but also to make decisions based on advancement encompassing numerical analyses and experiments. The objectives of this study are to address fire simulation in the control room of an educational reactor and to discuss integrity of digital console in charge of main operation as well as analysis results through comparison. Three electrical fire scenarios were postulated and twenty-four thermal analyses were carried out taking into account two turbulence models, two cable materials and two ventilation conditions. Twelve supplementary thermal analyses and six subsequent structural analyses were also conducted for further examination on the temperature and heat flux of cable and von Mises stress of digital console, respectively. As consequences, effects of each parameter were quantified in detail and future applicability was briefly discussed. On the whole, higher profiles were obtained when Deardorff turbulence model was employed or polyvinyl chloride material and larger ventilation condition were considered. All the maximum values considered in this study met the allowable criteria so that safety action seems available by sustained integrity of the cable linked to digital console within operators' reaction time of 300 s.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권4호
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• pp.481-496
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• 2020

After nuclear power plants are permanently shut down and decommissioned, the remaining irradiated metal components such as stainless steel, carbon steel, and Inconel can be used as neutron absorber. This study investigates the possibility of reusing these metal components as neutron absorber materials, that is burnable poison. The absorption cross section of the irradiated metals did not lose their chemical properties and performance even if they were irradiated over 40-50 years in the NPPs. To examine the absorption capability of the waste metals, the lattice calculations of WH 17×17 fuel assembly were analyzed. From the results, Inconel-718 significantly hold-down fuel assembly excess reactivity compared to stainless steel 304 and carbon steel because Inconel-718 contains a small amount of boron nuclide. From the results, a 20wt% impurity of boron in irradiated Inconel-718 enhances the excess reactivity suppression. The application of irradiated Inconel-718 as a burnable absorber for SMR core was investigated. The irradiated Inconel-718 impurity with 20wt% of boron content can maintain and suppress the whole core reactivity. We emphasize that the irradiated metal components can be used as burnable absorber materials to control the reactivity of commercial reactor power and small modular reactors.