• 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.

• Mass Spectrometry Letters
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• 제2권1호
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• pp.1-7
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• 2011

China's rapid economic growth has resulted in significant environmental side effects. Therefore, China has been interested in reducing her dependence on foreign oil and gas by developing technologies needed for hydrogen, in addition to her increasing energy mix of nuclear and renewable energy form, such as solar and wind power. There are three isotopes of hydrogen, i.e. protium (P or H), deuterium (D), and tritium (T). Both deuterium and tritium are important materials in nuclear fuel cycle industry. Tritium is one of the critical radioactive nuclides. Planning for and implementing contamination control as a part of normal operation and maintenance activities is an important function in any hydrogen facility, especially tritium facility. The development of hydrogen isotopes analysis is the key issues in this area. Mass spectrometry (MS) with medium (about 600) and high resolution (> 1,400) is commercially available; however, the routine analysis of hydrogen isotopes is done with low-resolution MS (< 200) in China. This paper summarizes the progress of MS measurement technology for hydrogen isotope abundance in China, focusing on our lab's research program and technical status. An analyzing method has been introduced for accurate measurement of tritium abundance in the H.D.T system by low resolution MAT-253 MS. The quotient of compression ratio coefficient is determined by building up equipment for laboratory-scale preparation of secondary standard gases and by considering the difference in sensitivity between hydrogen isotopes. The results show that the measured value is reproducible within the relative error range of 0.8% for gas samples of different tritium abundance.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권1호
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• pp.68-79
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• 2018

The Ki-Jang research reactor (KJRR), a new research reactor in Korea, is being planned to fulfill multiple purposes. In this study, as an assessment of the environmental radiological impact, we characterized the atmospheric dispersion and deposition of radioactive materials released by an unexpected incident at KJRR using the weather research and forecasting-mesoscale model interface program-California Puff (WRF-MMIF-CALPUFF) model system. Based on the reproduced three-dimensional gridded meteorological data obtained during a 1-year period using WRF, the overall meteorological data predicted by WRF were in agreement with the observed data, while the predicted wind speed data were slightly overestimated at all stations. Based on the CALPUFF simulation of atmospheric dispersion (${\chi}/Q$) and deposition (D/Q) factors, relatively heavier contamination in the vicinity of KJRR was observed, and the prevailing land breeze wind in the study area resulted in relatively higher concentration and deposition in the off-shore area sectors. We also compared the dispersion characteristics between the PAVAN (atmospheric dispersion of radioactive release from nuclear power plants) and CALPUFF models. Finally, the meteorological conditions and possibility of high doses of radiation for relatively higher hourly ${\chi}/Q$ cases were examined at specific discrete receptors.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권3호
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• pp.138-147
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• 1982

열중성자로에 플루토늄의 재순환이 실현될 것에 대비하여 이의 해석을 위한 이론적인 기초를 수립하였다. 특히 상업적인 목적으로 플루토늄 재순환이 이루어질 때를 위하여 $UO_2$-PuO$_2$를 핵연료로 하는 균일격자 임계실험로에 대한 분석을 수행하였다. 이 목적을 위하여 GAM과 THERMOS에 이론적인 기초를 두고 $UO_2$-PuO$_2$계통의 해석에 적합한 이론을 가미하여 KARATE라는 이름의 단일세포격자코드를 개발하였다. KARATE에서 산출한 소수군 중성자 단면적과 확산이론 계산코드인 KIDD를 이용하여 임계실험로에 대한 유효증배계수를 계산하였다. 우리가 선정한 41개의 임계실험로에 대하여 유효증배계수의 평균치는 0.9997, 그 표준편차는 0.43%이었다. 이러한 결과는 KARATE/KIDD 전산체제가 $UO_2$-PuO$_2$를 핵연료로 하는 계통의 핵적 특성분석에 아주 유효하게 사용될 수 있다는 사실을 밝혀 준다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권6호
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• pp.2002-2010
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• 2024

Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has operated an integral effect test facility, the Advanced Thermal-Hydraulic Test Loop for Accident Simulation (ATLAS), with reference to the APR1400 (Advanced Power Reactor 1400) for tests for transient and design basis accidents simulation. A test for a loss of coolant accident (LOCA) at the top of the reactor pressure vessel (RPV) had been conducted at ATLAS to address the impact of the loss of safety injections (LSI) and to evaluate accident management (AM) actions during the postulated accident. The experimental data has been utilized to validate system analysis codes within a framework of the domestic standard problem program organized by KAERI in collaboration with Korea Institute of Nuclear Safety. In this study, the test has been analyzed by using thermal-hydraulic system analysis codes, MARS-KS 1.5 and TRACE 5.0 Patch 6, and a comparative analysis with experimental and calculation results has been performed. The main objective of this study is the investigation of the thermal-hydraulic phenomena during a small break LOCA at the RPV upper head with the LSI as well as the predictability of the system analysis codes after the AM actions during the test. The results from both codes reveal that overall physical behaviors during the accident are predicted by the codes, appropriately, including the excursion of the peak cladding temperature because of the LSI. It is also confirmed that the core integrity is maintained with the proposed AM action. Considering the break location, a sensitivity analysis for the nodalization of the upper head has been conducted. The sensitivity analysis indicates that the nodalization gave a significant impact on the analysis result. The result emphasizes the importance of the nodalization which should be performed with a consideration of the physical phenomena occurs during the transient.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제26권6호
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• pp.439-445
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• 2013

단단한 암반이 아닌 지반에 건설된 구조물의 지진응답을 정확하게 평가하기 위해서는 지반-구조물 상호작용(SSI)의 영향을 고려하여야 한다. 최근에는 USNRC SRP 3.7.2와 같은 원전설계분야의 규제지침 강화로 인해 SSI 해석의 필요성이 증가되고 있다. 이 연구에서는 대형 3차원 SSI 해석에 KIESSI-3D 프로그램을 사용한 사례를 제시하고 해석시간 및 정확성에 대한 토의를 하였다. 이를 위하여 대형 3차원 구조물 예제에 대한 SSI 해석을 수행하고 해석결과와 해석시간을 ACS/SASSI 프로그램과 비교하였다. 비교결과 KIESSI-3D 프로그램과 ACS/SASSI 프로그램에 의해 구한 구조응답의 전달함수가 거의 동일함을 보여 KIESSI-3D 프로그램의 정확성을 확인할 수 있었다. 아울러 해석시간 측면에서는 다중 쓰레드를 사용한 KIESSI-3D 프로그램(8개 쓰레드)이 단일 쓰레드를 사용한 ACS/SASSI 프로그램 보다 약 30배~2000배 빠른 성능을 보였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제29권2호
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• pp.98-103
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• 2009

원자력발전소 증기발생기 전열관에 균열이 발생할 경우 해당 전열관을 관막음하여 안전하게 운영하고 있다. 만약 가동중검사시 균열 검출에 실패할 경우 전열관 파단사고와 같은 대형 사고로 이어질 수 있다. 증기발생기 전열관에는 여러 유형의 균열이 발생하고 있는데, 와전류검사로부터 균열이 확인된 경우 균열의 크기를 평가하여 전열관의 건전성을 평가하여야 한다. 그러나 균열의 깊이평가는 평가방법이 난해하여 평가 결과의 정확도 및 평가자 사이의 일관성이 떨어진다. 본 논문에서는 현재 사용되고 있는 균열깊이 평가방법에 대한 정확도 및 일관성을 확인하고, 보다 신뢰성 있는 평가방법의 개발을 위하여 고리 1호기 구증기발생기를 활용하였다. 국내 유자격 평가자들의 round robin test 결과를 통계적으로 분석하여 균열 유형별 최적의 평가방법을 도출하였다. 본 논문에서 제시된 균열깊이 평가기법은 국내 원전의 증기발생기관리프로그램에 활용되어 원전의 신뢰성 향상에 기여할 것으로 기대된다.

• 천문학회보
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• 제36권2호
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• pp.54.2-54.2
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• 2011

We present a study of HII regions in M51 using HST/ACS images taken as part of the Hubble Heritage Program. We found about 19,600 HII regions in M51 with $H_{\alpha}$ luminosity in the range of $L=10^{35.5}-10^{39.0}\;erg\;s^{-1}$. The $H_{\alpha}$ luminosity function of HII regions (HII LF) in M51 is well represented by a double power law with its index ${\alpha}=-2.25{\pm}0.02$ for the bright part and ${\alpha}=-1.42{\pm}0.01$ for the faint part, separated at a break point $L=10^{37.1}\;erg\;s^{-1}$. Comparison with simulated HII LFs suggests that this break is caused by the transition of HII region ionizing sources, from low-mass clusters (including several OB stars) to more massive clusters (including several tens of OB stars). The HII LFs with L < $10^{37.1}\;erg\;s^{-1}$ are found to have different slopes for different parts in M51: the HII LF for the interarm region is steeper than those for the arm and the nuclear regions. This observed difference in HII LFs can be explained by evolutionary effects: HII regions in the interarm region are relatively older than those in the other parts of M51. The size distribution of the HII regions is fitted by a double power law with a break at D = 30 pc. The power law index for the small HII regions with 15 pc < D < 30 pc is ${\alpha}=-1.78{\pm}0.04$, whereas ${\alpha}=-5.04{\pm}0.08$ for the large HII region with 30 pc < D < 110 pc. The power law indices of the size distribution are related with those of HII LF, and the relation between the luminosities and sizes of HII regions is fitted well by $L{\propto}D^{3.04{\pm}}$.

• Journal of Animal Science and Technology
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• 제51권5호
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• pp.353-360
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• 2009

14개의 microsatellite (MS) marker를 사용 할 경우 무작위 교배 집단(PI) 가정 하에 $3.43{\times}10^{-27}$의 판별율을 보여 60 개의 single nucleotide polymorphism (SNP) marker에 비해 약 1,000배의 높은 판별 효과를 나타내는 것으로 파악되었다. 그러나, 60개의 SNP marker의 경우 반형매 교배 집단($PI_{half-sibs}$)으로 가정할 경우 $4.69{\times}10^{-20}$과 전형매 교배 집단($PI_{sibs}$)으로 가정 할 경우 $8.02{\times}10^{-12}$으로 14개의 MS marker에 비해 약 10배와 10,000배의 높은 판별 효과를 나타내는 것으로 추정되었다. 이러한 결과는 무작위 교배집단에서는 사용된 marker의 전체 대립유전자수(MS : SNP = 146 : 120)에 의하여 판별효율이 결정되는 반면, 혈연관계가 높은 반형매와 전형매 집단에서는 비슷한 총 대립유전자수일 경우 marker의 수(MS : SNP = 14 : 60)가 많은 경우가 더 높은 판별율을 보이는 것으로 나타났다. 한육우의 경우 소수의 보증 종모우를 이용해 인공수정을 통해 형성 된 거대한 반형매 집단으로 가정하였을 경우 MS와 SNP marker의 판별율은 10배 정도의 차이로 큰 차이를 보이지 않을 것으로 예견되나, likelihood rato를 이용 하는 inclusion 방법에 의하여 부모를 동시에 찾을 확률은 MS marker가 1,000 배 정도 더 효율적인 것으로 나타났다. SNP marker의 장점인 변이의 안정성, 유전자형 분석의 자동화 및 대용량화 등을 한육우의 동일성 검사에 활용하기 위해서는 분석비용 절감 방안과 분석방법 및 장비의 국산화 등 실용 및 상용화적 측면에서의 연구개발이 필요하다고 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권5호
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• pp.582-589
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• 2010

As a part of the back-end fuel cycle, transportation of spent nuclear fuel (SNF) from nuclear power plants (NPPs) to a fuel storage facility is very important in establishing a nuclear fuel cycle. In Korea, the accumulated amount of SNF in the NPP pools is troublesome since the temporary storage facilities at these NPP pools are expected to be full of SNF within ten years. Therefore, Korea cannot help but plan for the construction of an interim storage facility to solve this problem in the near future. Especially, a decision on several factors, such as where the interim storage facility should be located, how many casks a transport ship can carry at a time and how many casks are initially required, affect the configuration of the transportation system. In order to analyze the various possible candidate scenarios, we assumed four cases for the interim storage facility location, three cases for the load capacity that a transport ship can carry and two cases for the total amount of casks used for transportation. First, this study considered the currently accumulated amount of SNF in Korea, and the amount of SNF generated from NPPs until all NPPs are shut down. Then, how much SNF per year must be transported from the NPPs to an interim storage facility was calculated during an assumed transportation period. Second, 24 candidate transportation scenarios were constructed by a combination of the decision factors. To construct viable yearly transportation schedules for the selected 24 scenarios, we created a spreadsheet program named TranScenario, which was developed by using MS EXCEL. TranScenario can help schedulers input shipping routes and allocate transportation casks. Also, TranScenario provides information on the cask distribution in the NPPs and in the interim storage facility automatically, by displaying it in real time according to the shipping routes, cask types and cask numbers that the user generates. Once a yearly transportation schedule is established, TranScenario provides some statistical information, such as the voyage time, the availability of the interim storage facility, the number of transported casks sent from the NPPs, and the number of transported casks received at the interim storage facility. By using this information, users can verify and validate a yearly transportation schedule. In this way, the 24 candidate scenarios could be constructed easily. Finally, these 24 scenarios were compared in terms of their operation cost.