• 에너지공학
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• 제26권3호
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• pp.105-112
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• 2017

우리는 원자력발전시스템에서부터 상수도까지 많은 배관시스템을 사용하고 있다. 그리고 이들 배관시스템의 적절한 운용을 위하여 배관시스템의 유지 및 보수 등을 수행하고 있다. 특히 한국지역난방공사와 같은 대형플랜트 배관시스템의 고장은 기업의 생산성과 이익에 직결된 문제일 뿐만 아니라 국민의 안전과 편익과 같은 매우 중요한 문제를 유발할 수 있기 때문에 빠른 대응과 안전한 수리가 가장 중요한 문제로 대두되고 있다. 본 연구에서는 한국지역난방공사 사용 중인 이중보온 열수송관(300A)의 유지보수를 위하여 액화질소를 이용한 배관 동결차수공법을 개발하였다. 본 연구에서는 전산해석기법을 채용하여 대상 열수송관과 전용 재킷에 대한 내부 유동 및 열전달 해석을 수행하여 최적의 시스템을 선정하고, 상세 모델을 설계, 제작하였다. 실험실 규모 시험장치를 개발하여 차수공법에 대한 자체시험을 수행하고, 한국지역난방공사 세종지사 Test bed에서 현장적용 성능평가 시험을 수행하였다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제32권3호
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• pp.116-122
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• 2018

본 연구의 목적은 개발 중인 화학, 생물학, 방사능 및 원자력 특수재난 대응 격리 이송 장비의 효율성과 사용 용이성을 평가하는 것이다. 상기 개발 장비는 자체 개발한 격리, 이송, 환자 감시 모듈을 통합하여 제작하였다. 응급구조사를 대상으로 한 마네킹을 이용한 무작위 교차 실험(또는 시뮬레이션)연구이며, 모든 연구대상자는 기존 장비와 특수재난 대응 격리 이송 장비의 시제품을 교대로 사용하였다. 생체신호 변화 검출 소요 시간과 치료 적용 소요 시간으로 효율성을 평가하였고 각 감시장치, 이송카트, 격리 장치 편의성에 대한 설문조사를 통해 사용 편의성으로 평가하였다. 총 12명의 응급구조사가 연구에 참여하였고 특수재난 대응 격리 이송 장비 군의 저산소증 검출 시간이 3.5초(2.5-3.9)로 기존 장비군의 4.9초(3.8-3.9)보다 유의하게 짧았다(p < 0.05). 심전도 변화 감지 소요 시간 및 안면 마스크 산소 공급 소요 시간의 감소 경향은 있었으나 통계적 유의성은 관찰되지 않았다. 특수재난 대응 격리 이송 장비 군의 환자 감시 장치의 전반적 만족도도 특수재난 대응 격리 이송 장비 군이 4점(3.5-5)으로 기존 장비군의 3점(3-3)에 비해 높았다(p < 0.05). 특수재난 대응 격리 이송 장비 사용군이 저산소증 검출 시간이 짧았으며 기존장비에 비해 환자 감시 장치의 전반적 만족도가 높은 것을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권2호
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• pp.141-154
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• 2015

경수로 사용후핵연료 수송/저장용기의 핵임계 해석은 사용후핵연료내의 악티나이드핵종 및 핵분열생성물 함유량에 대한 불확실성을 이유로 신연료로 가정된 가상의 연료를 선정하여 평가해오고 있다. 그러나 이러한 평가방법은 용기 설계 시 과도한 임계여유도를 유도하여 경제적 손실을 유발할 수 있는 단점이있다. 이와 같은 단점을 극복하기 위하여 최근 연소도이득효과(burnup credit, BUC)를 반영한 수송저장용기의 설계 및 상용화를 위한 연구가 추진되었다. 이에 본 연구에서는 한국원자력환경공단에서 개발중인 금속겸용용기를 대상으로 연소도 이득효과적용 시 핵임계 안전성(criticality safety)에 영향을 미칠 것으로 예상되는 '노심 운전인자', '축방향 연소도 분포', '오장전 사고상황'에 대하여 핵임계 평가를 수행하였다. 그 결과 노심운전인자 중 저농축, 고연소도일 때 비출력에 따른 핵임계 변화가 크게 평가되었으며, 고연소도 사용후핵연료에서 End effect가 양의 값을 나타내었다. 특히 오장전에 의한 유효증배계수는 최대 0.18467증가하였으므로, 연소도이득효과를 적용 할 경우 필수고려사항임을 확인하였다. 본 연구결과는 국내모델(금속겸용용기)의 연소도 이득효과 적용기술 개발 및 사용 후핵연료 장전 시 일어날 수 있는 오장전 사고를 방지하기 위한 운영절차 개발에 참고자료로 활용될 수 있다.

• 한국수자원학회논문집
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• 제32권5호
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• pp.547-555
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• 1999

연안표사이동경로를 Lagrangian 관점에서 파악하는데 이용되는 형광사를 저렴한 비용으로 제작하는 방법을 제안하였다. 형광도료는 형광안료, 아세톤, 크실렌 등을 배합하여 제작하였다. 모래는 가마미 해수욕장에서 채취한 후, 염분을 제거하기 위하여 감수로 세척하였으며, 미세입자의 비산을 방지하기 위하여 실내에서 건조하였다. 건조된 표사는 체분석하여 원하는 크기로 분류하여 준비된 형광도료와 배합하여 7가지 색상의 형광사를 제작하였다. 제작된 형광사는 영광 원자력발전소 취수로 내로 유입되는 표사공급경로를 파악하기 위하여 사용되었다. 형광사를 이용한 현장실험 결과, 강한 북서계절풍 및 조류에 의하여 부유·확산되고 있는 표사가 창조시 취수로의 강한 흡입유속에 의하여 취수로 내부로 유입되는 양상을 보였다. 또한, 모든 형광사 투입지점에서 표사유입이 확산된 점으로 미루어 보아 표사가 취수로 내부로 인근해역의 모든 방향에서 공급되고 있는 것으로 파악되었다.

• 항공우주정책ㆍ법학회지
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• 제25권2호
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• pp.79-112
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• 2010

북경협약의 주요 내용으로는 첫째, 민간 항공기를 무기로 사용하거나 다른 항공기 또는 지상의 표적을 공격하기 위해 사용하는 행위도 범죄행위로 규정하고 있다. 민간 항공기를 납치하여 무기로 사용하는 행위, 민간항공기내에서 무기를 사용하는 행위, 민간 항공기에 대해 무기 공격 행위를 신규 항공 범죄로 규정하여 민간 항공기에 대한 공격행위를 억제하며 해당 국가들에게 이를 처벌할 의무를 부여하고 있다. 둘째로 생화학 무기 및 이와 관련된 물질의 민간항공기를 활용한 불법 운송 역시 범죄행위로 간주하여 처벌을 강조하고 있다. 셋째로 군사적 활동 적용 배제하여 무력 충돌 시 군대의 활동에 대해서는 동 협약이 적용되지 않고, 국제인도법을 적용하도록 하였다. 이와 함께 국가 관할권의 확대와 협약의 적용범위 확대로 인하여 범죄가 발생한 영토의 국가 또는 항공기의 등록 국가, 범인이 발견된 영토의 국가뿐만 아니라 범죄자 국적국가, 피해자의 국적국가 및 무국적자가 주소지를 둔 국가도 관할권 행사 가능하게 함으로 신종 항공범죄에 대항 할 수 있으며 나아가 항공기와 공항을 공격하려는 세력들에 대한 피난처가 제공되면 안된다는 점을 명시하고 있다. 마지막으로 협약의 적용범위를 비행 시에서 서비스 범위내로 확대하였다. 이 조약의 특징은 궁극적으로 민간 항공안전의 확보 및 테러 행위 억제에 기여하는 내용이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권2호
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• pp.163-174
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• 2006

The $Ph{\acute{e}}bus$ FP project is an international reactor safety project. Its main objective is to study the release, transport and retention of fission products in a severe accident of a light water reactor (LWR). The FPT4 test was performed with a fuel debris bed geometry, to look at late phase core degradation and the releases of low volatile fission products and actinides. Post Test Analyses results indicate that releases of noble gases (Xe, Kr) and high-volatile fission products (Cs, I) were nearly complete and comparable to those obtained during $Ph{\acute{e}}bus$ tests performed with a fuel bundle geometry (FPT1, FPT2). Volatile fission products such as Mo, Te, Rb, Sb were released significantly as in previous tests. Ba integral release was greater than that observed during FPT1. Release of Ru was comparable to that observed during FPT1 and FPT2. As in other $Ph{\acute{e}}bus$ tests, the Ru distribution suggests Ru volatilization followed by fast redeposition in the fuelled section. The similar release fraction for all lanthanides and fuel elements suggests the released fuel particles deposited onto the plenum surfaces. A blockage by molten material induced a steam by-pass which may explain some of the low releases. The revaporisation testing under different atmospheres (pure steam, $H_2/N_2$ and steam /$H_2$) and up to $1000^{\circ}C$ was performed on samples from the first upper plenum. These showed high releases of Cs for all the atmospheres tested. However, different kinetics of revaporisation were observed depending on the gas composition and temperature. Besides Cs, significant revaporisations of other elements were observed: e.g. Ag under reducing conditions, Cd and Sn in steam-containing atmospheres. Revaporisation of small amounts of fuel was also observed in pure steam atmosphere.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권3호
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• pp.130-141
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• 2020

Background: Concrete activation in cyclotron vaults is a major concern associated with their decommissioning because a considerable amount of activated concrete is generated by secondary neutrons during the operation of cyclotrons. Reducing the amount of activated concrete is important because of the high cost associated with radioactive waste management. This study aims to investigate the capability of the neutron absorbing materials to reduce concrete activation. Materials and Methods: The Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) code was used to simulate a cyclotron target and room. The dimensions of the room were 457 cm (length), 470 cm (width), and 320 cm (height). Gd₂O₃, B₄C, polyethylene (PE), and borated (5 wt% ^natB) PE with thicknesses of 5, 10, and 15 cm and their different combinations were selected as neutron absorbing materials. They were placed on the concrete walls to determine their effects on thermal neutrons. Thin B₄C and Gd₂O₃ were placed between the concrete wall and additional PE shield separately to decrease the required thickness of the additional shield, and the thermal neutron flux at certain depths inside the concrete was calculated for each condition. Subsequently, the optimum combination was determined with respect to radioactive waste reduction, price, and availability, and the total reduced radioactive concrete waste was estimated. Results and Discussion: In the specific conditions considered in this study, the front wall with respect to the proton beam contained radioactive waste with a depth of up to 64 cm without any additional shield. A single layer of additional shield was inefficient because a thick shield was required. Two-layer combinations comprising 0.1- or 0.4-cm-thick B₄C or Gd₂O₃ behind 10 cm-thick PE were studied to verify whether the appropriate thickness of the additional shield could be maintained. The number of transmitted thermal neutrons reduced to 30% in case of 0.1 cm-thick Gd₂O₃+10 cm-thick PE or 0.1 cm-thick B₄C+10 cm-thick PE. Thus, the thickness of the radioactive waste in the front wall was reduced from 64 to 48 cm. Conclusion: Based on price and availability, the combination of the 10 cm-thick PE+0.1 cmthick B₄C was reasonable and could effectively reduce the number of thermal neutrons. The amount of radioactive concrete waste was reduced by factor of two when considering whole concrete walls of the PET cyclotron vault.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권4호
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• pp.290-301
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• 1985

600MW(e)급 CANDU형 원자로의 1차 냉각재계통은 2개의 “8자” 모양 루프로 구성되며 정상운전중 원자로 출구헤더 (ROH)의 설계 quality는 4%이다. 이러한 루프내 2부분에 압축성 유체의 존재 및 유동-quality-기포율의 정궤환 효과는 1차 냉각재계통 유동 불안정의 주요인이 된다. 계통의 안정을 위하여 설계 변경사항으로서 같은 루프의 ROH-HOH간 interconnect가 설치되었다. 본 논문은 정상운전시 1차 냉각재계통의 유동 불안정현상을 조사연구하며, 또한 interconnect가 유동 안정성에 미치는 영향 및 계통 고유의 유동 안정성에 대한 연구를 수행한다. 시간 영역의 안정성 분석은 ATHER코드로부터 보완된 ATHER/MOD-I 코드를 사용하여 분석한다. 가장 보수적인 계통 모형, 즉 대칭형 루프의 유동은 발산하며, interconnect를 설치함으로써 계통의 유동 안정성은 크게 향상되어 안정된다. 그러나 보수적인 가압기 모델을 사용 분석하였을 경우라도 계통의 유동 안정성은 보장됨을 알 수 있다. 실제적인 계통 즉 가압기와 interconnect를 모사한 경우의 계통 안정성은 크게 보장된다. 결론적으로 비록 interconnect는 계통의 안정성을 크게 향상시키나 가압기 등 계통 고유의 유동 안정성은 매우 커서 interconnect가 설치되지 않았더라도 1차 냉각재 계통의 유동 안정성을 보장함을 알 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권11호
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• pp.4348-4358
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• 2022

The thermal-hydraulics phenomena in a containment during an accident will necessarily include radiative heat transfer (i) within the gas mixture due to the high radiative absorption and emission of steam and (ii) between the gas mixture and the surrounding structures. The analysis of some previous PANDA experiments (PSI, Switzerland) demonstrated the importance of the proper modelling of radiation for the benefit of numerical simulations. These results together with dedicated scoping calculations conducted for the present experiments indicated that the radiative heat transfer is considerable, even for a very low amount of steam (≈2%). The H2P2 series conducted in the large-scale PANDA facility at the Paul-Scherrer-Institut (PSI) in the framework of the OECD/NEA HYMERES-2 project is intended to enhance the understanding of thermal radiation phenomena and to provide a benchmark for corresponding numerical simulations. Thus, the test matrix was tailored around the two opposite extremes: either gas compositions with small steam content such that radiative heat transfer phenomena can be neglected. Or gas mixtures containing larger amounts of steam, so that radiative heat transfer is expected to play a dominant role. The H2P2 series consists of 5 experiments designed to isolate the radiation phenomena from convective and diffusive effects as much as possible. One vessel with a diameter of 4 m and a height of 8 m was preconditioned with different mixtures of air / steam at room and elevated temperatures. This was followed by the build-up of a stable helium stratification at constant pressure in the upper part of the vessel. After that, helium was injected from the top into the vessel which leads to an increase of the vessel pressure and a corresponding elevation-dependent and transient rise of the gas temperature. It is shown that even the addition of small amounts of steam in the initial gas atmosphere considerably impacts the radiative heat transport throughout all phases of the experiments and markedly influences i) the monitored gas peak temperature, ii) the temperature history during the compression and iii) the following relaxation phase after the compression was stopped. These PANDA experiments are the first of its kind conducted in a large scale thermal-hydraulic facility.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4357-4366
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• 2023

MARS-KS, a domestic regulatory confirmatory code of Republic of Korea, had been developed by integrating RELAP5/MOD2 and COBRA-TF. The integration of COBRA-TF allowed to extend the capability of MARS-KS, limited to one-dimensional analysis, to multi-dimensional analysis. The use of COBRA-TF was mainly focused on subchannel analyses for simulating multi-dimensional behavior within the reactor core. However, this feature has been remained as a legacy without ongoing maintenance. Meanwhile, MARS-KS also includes its own multidimensional component, namely MULTID, which is also feasible to simulate three-dimensional convection and diffusion. The MULTID is capable of modeling the turbulent diffusion using simple mixing length model. The implementation of the turbulent mixing is of importance for analyzing the reactor core where a disturbing cross-sectional structure of rod bundle makes the flow perturbation and corresponding mixing stronger. In addition, the presence of this turbulent behavior allows the secondary transports with net mass exchange between subchannels. However, a series of assessments performed in previous studies revealed that the turbulence model of the MULTID could not simulate the aforementioned effective mixing occurred in the subchannel-scale problems. This is obvious consequence since the physical models of the MULTID neglect the effect of mass transport and thereby, it cannot model the void drift effect and resulting phasic distribution within a bundle. Thus, in this study, the turbulence mixing model of the MULTID has been improved by means of the inter-channel mixing model, widely utilized in subchannel analysis, in order to extend the application of the MULTID to small-scale problems. A series of assessments has been performed against rod bundle experiments, namely GE 3X3 and PSBT, to evaluate the performance of the introduced mixing model. The assessment results revealed that the application of the inter-channel mixing model allowed to enhance the prediction of the MULTID in subchannel scale problems. In addition, it was indicated that the code could not predict appropriate phasic distribution in the rod bundle without the model. Considering that the proper prediction of the phasic distribution is important when considering pin-based and/or assembly-based expressions of the reactor core, the results of this study clearly indicate that the inter-channel mixing model is required for analyzing the rod bundle, appropriately.