• Structural Engineering and Mechanics
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• 제58권1호
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• pp.39-58
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• 2016

Since the publication of ACI 318-02, the concrete capacity design (CCD) method has been used to determine the resistance of unreinforced concrete anchors. The regulation of steel-reinforced anchors was proposed in ACI 318-08. Until ACI 318-08, the shear resistance of concrete breakout for an unreinforced anchor during an earthquake was reduced to 75% of the static shear strength, but this reduction has been eliminated since ACI 318-11. In addition, the resistance of a hairpin-reinforced anchor was calculated using only the strength of the steel, and a regulation on the dynamic strength was not given for reinforced anchors. In this study, shaking table tests were performed to evaluate the dynamic shear strength of unreinforced and hairpin-reinforced cast-in-place (CIP) anchors during earthquakes. The anchors used in this study were 30 mm in diameter, with edge distances of 150 mm and embedment depths of 240 mm. The diameter of the hairpin steel was 10 mm. Shaking table tests were carried out on two specimens using the artificial earthquake, based on the United States Nuclear Regulatory Commission (US NRC)'s Regulatory Guide 1.60, and the Northridge earthquake. The experimental results were compared to the current ACI 318 and ETAG 001 design codes.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2012년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.734-738
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• 2012

A comprehensive vibration assessment program for the Advanced Power Reactor 1400 reactor vessel internals is established in accordance with the United States Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 1.20 Revision 3. This paper is related to instruments and measurement locations based on the vibration and stress response analysis results at the inner barrel assembly top plate in the reactor. The analysis results of the inner barrel assembly top plate in the reactor show that the deterministic stress and deformation due to the reactor coolant pump induced pressure pulsations are larger than the random stress and deformation induced by the flow turbulence. The selection of the instruments and measurement locations at Inner barrel assembly top plate in the reactor is essential requirements and very important study process for the vibration and stress measurement program in comprehensive vibration assessment program for the Advanced Power Reactor 1400 reactor vessel internals.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제22권5호
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• pp.474-479
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• 2012

A comprehensive vibration assessment program for the advanced power reactor 1400(APR1400) reactor vessel internals is established in accordance with the united states nuclear regulatory commission regulatory guide 1.20 revision 3. This paper is related to instruments and measurement locations based on the vibration and stress response analysis results of the inner barrel assembly top plate in APR1400. The analysis results of the inner barrel assembly top plate in the reactor show that the deterministic stress and deformation due to the reactor coolant pump induced pressure pulsations are larger than the random stress and deformation induced by the flow turbulence. The selection of the instruments and measurement locations at inner barrel assembly top plate in the reactor is essential requirements and very important study process for the vibration and stress measurement program in comprehensive vibration assessment program for APR1400 reactor vessel internals.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2014년도 추계학술대회 논문집
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• pp.99-101
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• 2014

A Comprehensive Vibration Assessment Program (CVAP) for steam generator internals (SGI) of Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) is being performed in accordance with the United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NRC) Regulatory Guide 1.20 (RG 1.20) revision 3. This paper studies the vibration characteristics of moisture separator assembly as part of the vibration and stress analysis program for APR1400 SGI CVAP. The natural frequencies, mode shapes, and structural behavior of moisture separator assembly were investigated through modal analysis using finite element method and experimental measurement. Since the moisture separator consists of several items with complicated shape, an idealized shell model was used in the finite element analysis. Group of local modes caused by moisture separators and significant modes of shroud and separator support plate were identified. The results of this paper are to be utilized in the structural response analysis of moisture separator assembly.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2022년도 춘계학술대회
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• pp.187-188
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• 2022

시대의 흐름에 따라 정보처리기술이 발전하면서 원자력시설에 대한 사이버위협 가능성이 갈수록 높아지고 있다. 국외는 2000년대에 들어 원자력시설에 대한 사이버 공격 대비가 필요하다는 인식이 늘어났으며, 실질적으로 사이버공격에 대비하기 위해 원전 사이버보안 규제 체계를 마련하기 시작했다. 국내에서는 사이버위협에 대비하기 위해 2013년과 2014년에 원자력시설 등의 방호 및 방사능 방재 대책법, 시행령 및 시행규칙의 개정 및 방사능방재법 관련 고시를 개정하였다. 그리고 2015년에 국내 원자력사업자는 개정된 법령에 따라 시설별 정보시스템 보안규정을 마련하여 원자력안전위원회로부터 7단계로 나눠진 정보시스템 보안규정 이행계획을 승인받게 되었다. 2019년에는 단계별 이행에 대한 특별검사가 완료되었고, 2019년이 지난 이후부터는 정기검사를 통해 사업자의 사이버보안 체계를 지속적으로 점검해오고 있다. 본 논문에서는 지속적으로 발전하는 원자력시설에 대한 사이버위협에 대응하기 위해 꾸준히 개정되는 원자력 시설 사이버보안 체계 점검에 적합하도록 개선된 훈련을 구축하기 위한 몇 가지 방안에 대해 제시한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권1호
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• pp.1-11
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• 2023

To protect people and the environment from environmental radiation, the Act on Protective Action Guidelines against Radiation in the Natural Environment was formulated in Korea in 2011. This law regulates matters related to radiation safety that can be encountered in life. In accordance with this law, radiation monitoring equipment is operated at major airports and ports across the country, ensuring radiation monitoring of imported cargo. Currently, six ministries conduct radiation monitoring of imported cargo: the Nuclear Safety and Security Commission; the Korea Customs Service; the Ministry of Food and Drug Safety; the Ministry of Environment; the Ministry of Agriculture, Food and Rural Affairs; and the Korea Forest Service. Each ministry designates the relevant cargo items for radiation monitoring. The objective of this study was to comprehensively review the Korean radiation monitoring system for imported cargo and identify the areas and scopes of improvement. This paper also proposes a new law and an integrated supervision plan, which involves establishing a dedicated department to enhance the efficiency and professionalism of the national radiation monitoring system for imported cargo. The review will contribute to the development of a more sophisticated national radiation monitoring system for imported cargo.

• 한국정보과학회:학술대회논문집
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• 한국정보과학회 2006년도 한국컴퓨터종합학술대회 논문집 Vol.33 No.1 (C)
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• pp.220-222
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• 2006

본 논문은 안전등급 제어기기(Safety-Grade Programmable Logic Controller)에서 사용하는 프로세서모듈 운영체제에 대한 컴포넌트 시험에 대해 기술한다. 디지털 소프트웨어에 대한 NRC(Nuclear Regulatory Commission)의 지침에 따라 운영체제는 소프트웨어 생명주기에 따라 개발되고 있으며 요구사항과 설계명세, 그리고 구현코드를 가지고 다양한 시험을 수행하고 있다. 컴포넌트 시험은 구현된 코드가 테스트 커버리지를 만족하는 지 파악하는 시험이다. 이를 위해 설계명세서를 참조하여 시험대상을 구분하고 각각의 시험대상에 대한 시험항목을 세분화한 이후 시험방법과 절차, 그리고 시험환경을 구축한 후 컴포넌트 시험을 수행한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.95-106
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• 2019

원전 해체를 준비함에 있어 정성적 또는 정량적 위험도 평가는 필수요소이다. 해체 공정간 발생하는 방사선학적 및 비방사선학적 위험요소는 해체 작업자 및 대중의 안전을 보장하기 위해 사전에 평가되어야 한다. 현재 해체 경험이 많은 미국의 기존 사업자들 및 NRC의 경우 위험의 중대성만 평가하는 결정론적 위험도 평가에 집중하고 있다. 하지만 최근 IAEA는 위험도 매트릭스를 활용한 위험도평가를 결정론적 위험도 평가의 대체안으로 제안하고 있다. 따라서 본 연구에서는 위험도평가에 앞서 해체 공정 별 해체 활동을 Risk Breakdown Structure에 맞추어 정리하였고, 미국 20여개 해체 원전에서 해체 공정별 위험도 평가 시행 중 선정한 해체 활동간 잠재적 사고를 해체 활동에 맞게 체계적으로 정리하였다. 그리고 복합 리스크 매트릭스를 개발 및 활용하여 해체 공정간 방사선학적 및 비방사선학적 위험요소의 위험도를 평가하여 정량적으로 수치화 하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.260-267
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• 2016

Background: This study analyzes the differences in the annual averaged atmospheric dispersion factor and ground deposition factor produced using two classification methods of atmospheric stability, which are based on a vertical temperature difference and the standard deviation of horizontal wind direction fluctuation. Materials and Methods: Daedeok and Wolsong nuclear sites were chosen for an assessment, and the meteorological data at 10 m were applied to the evaluation of atmospheric stability. The XOQDOQ software program was used to calculate atmospheric dispersion factors and ground deposition factors. The calculated distances were chosen at 400 m, 800 m, 1,200 m, 1,600 m, 2,400 m, and 3,200 m away from the radioactive material release points. Results and Discussion: All of the atmospheric dispersion factors generated using the atmospheric stability based on the vertical temperature difference were shown to be higher than those from the standard deviation of horizontal wind direction fluctuation. On the other hand, the ground deposition factors were shown to be same regardless of the classification method, as they were based on the graph obtained from empirical data presented in the Nuclear Regulatory Commission's Regulatory Guide 1.111, which is unrelated to the atmospheric stability for the ground level release. Conclusion: These results are based on the meteorological data collected over the course of one year at the specified sites; however, the classification method of atmospheric stability using the vertical temperature difference is expected to be more conservative.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권4호
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• pp.357-368
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• 2008

국내 최초의 중 저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 건설 운영허가가 지난 2008년 7월 31일 발급되었다. 이 논문에서는 중 저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 국내 기본 규제체계, 규제요건 및 기술기준을 제시하고, 동 시설의 안전성 확인을 위해 실제 적용된 안전심사수행절차를 주요 단계별로 기술하였다. 원자력법은 부지선정, 설계, 건설, 운영, 폐쇄 및 제도적관리 등 중 저준위 방사성폐기물 처분시설의 전과정에 대한 단계별 안전규제체계를 규정하고 있으며, 하위 법령과 교육과학기술부고시 등은 관련 세부 규제요건 및 기술기준을 규정하고 있다. 한국원자력안전기술원은 원자력관계법령에 근거한 교육과학기술부의 위탁에 따라 처분시설에 대한 안전심사를 수행하였으며, 부지 및 구조안전성, 방사선환경 영향, 운영 안전성, 계통 및 설비의 안전성, 품질보증, 종합안전성평가 등 세부 기술 분야별 적합성을 종합적으로 검토하였다. 전체 안전심사 과정은 사전준비단계, 초기심사단계, 본심사단계, 완료단계 등으로 구분할 수 있으며, 한국원자력안전기술원의 심사결과는 원자력안전전문위원회 5개 전문분과의 심의를 거쳐 교육과학기술부에 보고되었고, 교육과학기술부는 원자력안전위원회의 최종 심의를 통해 처분시설에 대한 건설 운영허가를 발급하였다. 이후 처분시설의 안전성은 원자력관계법령에 규정된 일련의 규제검사 및 심사를 통해 확인될 것이며, 건설 운영자의 지속적인 안전성증진계획 이행을 통해 장기적인 안전성 증진과 안전사례에 대한 신뢰구축이 가능할 것이다.