• 방사성폐기물학회지
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• 제19권2호
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• pp.243-253
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• 2021

In the dismantling process of a reactor coolant system (RCS) piping, a radiation protection plan should be established to minimize the radiation exposure doses of dismantling workers. Hence, it is necessary to estimate the individual effective dose in the RCS piping dismantling process when decommissioning a nuclear power plant. In this study, the radiation exposure doses of the dismantling workers at different positions was estimated using the MicroShield dose assessment program based on the NUREG/CR-1595 report. The individual effective dose, which is the sum of the effective dose to each tissue considering the working time, was used to estimate the radiation exposure dose. The estimations of the simulation results for all RCS piping dismantling tasks satisfied the dose limits prescribed by the ICRP-60 report. In dismantling the RCS piping of the Kori-1 or Wolsong-1 units in South Korea, the estimation and reduction method for the radiation exposure dose, and the simulated results of this study can be used to implement the radiation safety for optimal dismantling by providing information on the radiation exposure doses of the dismantling workers.

• 정보처리학회 논문지
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• 제13권5호
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• pp.227-235
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• 2024

원자력발전소에서 디지털 계측제어 시스템 비중이 높아지면서 원자력발전소에 대한 확률론적 안정성 평가 시 소프트웨어에 대한 신뢰도 평가가 중요해졌다. 원전 소프트웨어 신뢰도 추정을 위한 방법들이 몇 가지 제안 되었지만 해당 방법의 효과적 적용을 지원하는 도구 지원이 미비하였다. 본 연구에서는 소프트웨어 개발 품질 및 검증 품질과 같은 정성적 정보와 통계적 시험 결과와 같은 정량적 정보를 활용하여 원전 소프트웨어 신뢰도를 정량적으로 측정할 수 있는 자동화 도구를 설계하였고 구현하였다. 개발된 도구를 산업용 원자로 보호 시스템 사례에 적용한 결과, 개발된 도구가 원전 소프트웨어의 신뢰성 평가를 효과적으로 지원할 수 있음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.14-20
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• 2014

원전 내 방사선작업종사자 피폭량의 대부분은 계획예방정비기간 중 냉각재계통에 존재하는 $^{58}Co$, $^{60}Co$등과 같은 CRUD에 의하여 일어난다. 따라서 원전 내 방사선작업종사자의 피폭 최적관리를 위해서는 냉각재계통의 선원항을 사전에 파악할 필요가 있다. 이 연구는 원전 내 선원항을 알아보기 위해 국내 최초로 계획예방정비 기간 중 증기발생기 부근에서 CZT 반도체 검출기를 이용한 배관 직접 측정법을 사용하였다. 또한 신규원전과 노후원전에서 선원항의 차이를 알아보기 위해 두 원전에서 측정한 결과를 비교 하였고 노후원전에 대하여는 정지화학처리에 따른 선원항의 변화를 측정하였다. 노후원전에서 정지화학처리에 따른 선원항 변화는 발견되지 않았으며, 신규원전 및 노후원전의 주요 선원항은 $^{58}Co$와 $^{60}Co$ 였고, $^{59}Fe$는 신규원전에서만 $^{137}Cs$와 $^{95}Zr$는 노후원전에서만 보였다. $^{58}Co/^{60}Co$의 비율은 노후원전보다 신규원전에서 크게 나타났으며 운전연한이 증가 할수록 반감기가 긴 $^{60}Co$의 비방사능이 커지기 때문이다.

• 전기학회논문지
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• 제62권7호
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• pp.994-1002
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• 2013

This study suggests a generalized availability and safety evaluation model to evaluate the influences to the system's fault tolerant capabilities depending on automatic fault detection function such as the automatic periodic testings. The conventional evaluation model of automatic fault detection function deals only with the self diagnostics, and supposes that the fault detection coverage of self diagnostics is always constant. But all of the fault detection methods could be degraded. For example, the periodic surveillance test has the potential human errors or test equipment errors, the self diagnostics has the potential degradation of built-in logics, and the automatic periodic testing has the potential degradation of automatic test facilities. The suggested evaluation models have incorporated the loss or erroneous behaviors of the automatic fault detection methods. The availability and the safety of each module of the safety grade platform have been evaluated as they were applied the automatic periodic test methodology and the fault tolerant evaluation models. The availability and safety of the safety grade platform were improved when applied the automatic periodic testing. Especially the fault tolerant capability of the processor module with a weak self-diagnostics and the process parameter input modules were dramatically improved compared to the conventional cases. In addition, as a result of the safety evaluation of the digital reactor protection system, the system safety of the digital parts was improved about 4 times compared to the conventional cases.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제27권1호
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• pp.27-35
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• 2002

가압경수로 일차냉각수내 탈염공정의 효과적 운용을 위하여 Amberlite IRN-77 양이온 교환수지의 특성 및 Co(II), Ni(II), Cr(III), Fe(III) 이온의 흡착거동을 연구하였다. 용존 금속이온 농도가 약 $200\;mgL^{-1}$인 용액 100 mL에 대하여 이온교환수지 투입량은 약 0.6 g이 가장 적절하였으며, 이온교환 반응 속도 측정 결과 대부분의 흡착은 반응 1 시간 이내에 신속히 발생하였다. 수지에서의 양이온 교환은 Langmuir 흡착등온선을 잘 따르는 것으로 나타났으나, Fe(III)의 경우, 다른 금속과는 달리 쉽게 평형에 이르지 못하였으며 이는 공기와 오래 접촉한 결과 철산화물 또는 수산화물을 형성하며 용액 중으로부터 침전되기 때문인 것으로 관찰되었다. 전자가가 동일한 Co(II)와 Ni(II)가 동시에 포함된 모의 조제용액에 대하여 흡착실험을 한 결과, 각 이온은 거의 동일한 흡착거동을 보였다. 그러나 전자가가 큰 Cr(III)이 첨가된 경우, 이들은 기존에 수지에 흡착되어 있던 전자가가 낮은 금속들을 탈착시키고 대신 흡착하는 경향을 보였다. 따라서 이온교환수지를 이용한 효과적인 탈염 공정을 위해서는 용존 금속 상호간의 경쟁적 흡착관계의 규명이 필요한 것으로 여겨진다.

• 한국정보과학회논문지:컴퓨팅의 실제 및 레터
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• 제15권3호
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• pp.211-215
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• 2009

프로그래머블 로직 콘트롤러(PLC)가 원자력 계측제어 시스템과 같은 안전 필수 시스템 구현에 많이 사용됨에 따라, PLC 프로그램에 대한 정형검증의 필요가 높아지고 있다. 본 연구에서는 함수 블록 다이어램(FBD)으로 구현된 PLC 프로그램에 대한 자동화된 정형검증 기법을 제안한다. FBD 프로그램을 검증하기 위해서 먼저 FBD 프로그램을 검증언어인 Verilog로 변환하고, 변환된 Verilog모델에 대해 SMV 모델체커를 호출해 모델체킹을 수행한다. 자동화를 위해 FBD Verifier 도구를 개발하였다. FBD Verifier는 FBD 프로그램으로부터 Verilog 모델로의 자동변환 기능뿐 아니라 모델체킹 결과 생성된 반례를 직관적이고 효과적으로 분석할 수 있는 기능 또한 제공한다. 제안된 기법과 도구를 사용해 원전계측제어시스템 개발사업단의 원자로 보호시스템에 대한 방대한 양의 FBD 프로그램을 성공적으로 검증하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권2호
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• pp.101-108
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• 1999

극저준위 방사성액체폐기물 처리를 위하여 공기의 온도와 습도 및 유입 공기의 속도에 따른 증발량의 관계를 천을 이용한 강제증발실험 장치로 실험하였다. 그 결과 각각의 변수와 증발량의 상관관계를 실험식으로 도출하였다. 또한 Cs-137 을 함유한 모의폐액을 사용하여 본 장치에 대한 제염 계수를 얻은 결과 $DF=10^4$으로 나타났다. TRlGA Mark II & III 연구용 원자로 폐로시 발생되는 극저준위 방사성액체폐기물을 증발장치로 처리할 때 주변의 일반개인에 대한 연간 피폭선량을 보수적으로 평가한 결과, 유효선량 (effective dose)은 $1.01{\times}10^{-3}mSv$이고, 환경으로 배출되는 공기의 방사능 농도(Cs-137)는 $4.637{\times}10^{-14}\;{\mu}Ci/cc$ air 이다. 따라서 극저준위 방사성액체폐기물의 처리를 위하여 강제증발장치를 사용하는 것은 주민에 아무런 영향이 없음을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.877-887
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• 1995

영광 3호기는 국내에서 노심보호계통으로_ 노심보호연산기 (CPC)를, 노심감시계통으로 노심운전제한 감시계통 (COLSS)을 사용하는 최초의 원자력발전소이다. CPC는 핵비등 이탈율 및 국부 설출력밀도를 실시간으로 계산하여 노심 조건이 설계 제한치를 초과하면 원자로를 정지시키도록 설계되었다. COLSS는 운전원에게 핵비등 이탈율/선형열출력 여유도, 사분출력 경사비, 및 축방향 출력편차에 대한 기술지침서의 운전제한치을 적용하는데 도움을 제공하고 운전제한치를 초과하는 경우, 경보를 제공하도록 설계되었다. 영광3호기 초기 시운전시험 동안, 다양한 노심 조건에서 CPC/COLSS의 성능을 검증하고 최적의 교정 상수를 얻기 위하여 광범위한 CPC /COLSS 관련시험이 수행되었다. 대부분의 시험결과는 시험허용 범위를 만족하였고, 시험허용 범위를 불만족한 경우에는 시험결과를 분석, 평가하여 문제점을 해결하였다. 각 시험결과를 분석, 평가한 결과 영광 3호기에서 CPC/COLSS가 설계된 데로 성공적으로 설치, 운전되는 것을 확인할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권3호
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• pp.129-136
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• 2009

국내 원전의 계획예방정비기간 중에 원자로계통의 개방과정에서 원자로건물내 공기 중으로 누설된 $^{131}I$의 체내 흡입으로 원전종사자의 내부피폭이 발생하였다. 이에 따라 원전에서 보유하고 있는 전신계측기(Whole body counter)를 이용하여 내부방사능을 측정하였다. 이들 측정값을 근거로 국제방사선방호위원회(ICRP)의 내부피폭 선량평가 지침을 적용하여 섭취량을 산정하고, 내부 피폭 방사선량을 평가하였다. $^{131}I$은 체내에서 섭취와 배설이 빠르고 갑상선으로 재축적이 일어나기 때문에 섭취 후 측정시점에 따라 섭취량이 차이를 보였다. 또한 ICRP 간행물에서 $^{131}I$의 전선에 대한 섭취잔류분율 자료를 제공하고 있지 않아 갑상선 섭취잔류분율 자료를 이용함으로써 섭취량 평가에서 오차를 나타내었다. 이에 따라 수계산과정으로 섭취량을 산정하고 예탁유효선량을 평가하였다. 한편 전선에 대한 섭취잔류분율을 새로 계산하였으며, 이 결과를 검증하였다. 또한 국제적으로 이용되고 있는 내부 피폭 선량평가 전신코드들 이용하여 섭취량 산정과 내부피폭 선량평가 평가결과에 대한 비교 계산이 병행하여 이루어졌다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권1호
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• pp.45-63
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• 2017

한국의 가장 오래된 상업 원전인 고리 1호기가 2017년에 해체가 이루어질 예정이다. 원전 해체 폐기물의 적절한 처리는 효율적인 원전해체에 있어 중요한 역할을 할 것이다. 특히, 저준위 또는 오염되지 않은 금속폐기물의 재활용은 폐기물 발생 저감은 물론 처분장의 공간을 절약하는데 기여할 것이다. 본 논문은 재활용 시스템의 개념설계와 정의된 업무 흐름에서 발생하는 피폭 선량을 평가하는데 그 목적이 있다. 작업의 흐름과 운전 개념을 정립하기 위해 다양한 형태의 다이어그램을 설계하였다. 선량평가에 필요한 시나리오는 개념설계를 기반으로 선정되었으며, RESRAD-RECYCLE을 이용하여 선량을 평가하였다. 이를 통하여, 결정적 시나리오 선별, 핵종 특성 및 핵종 분배가 선량에 미치는 영향을 분석하였다. 더 나아가, 선량분석은 피폭 시나리오에 대한 대체 방안 수립, 필요한 제염 및 방사선방어 프로세스 그리고 허용 방사능 검토의 정보를 제공하는데 사용 될 수 있을 것이다.