• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권2호
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• pp.426-436
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• 2024

Nuclear security has been emphasized to ensure the safety of the environment and humans, as well as to protect nuclear materials and facilities from malicious attacks. With increasing utilization of nuclear energy and emerging potential threats, there has been a renewed focus on nuclear security. Korea has made efforts to enhance the regulatory oversight processes, both for general and specific legislative systems. While Korea has demonstrated effective nuclear security activities, continuous efforts are necessary to maintain a high level of security and to improve regulatory efficiency in alignment with international standards. In this study, the comprehensive regulatory oversight framework for the security of Korean nuclear facilities has been investigated. For reference, the U.S. regulatory oversight frameworks for nuclear facilities, with a focus on nuclear security, and the motivations of changes in regulatory oversight framework have been identified. By comparing these regulatory programs and frameworks, insights and considerations for enhancing nuclear security regulations have been identified. A comprehensive security inspection program tailored for the Korean regulatory oversight framework has been proposed, and has been preliminarily applied to hypothetical conditions for further discussion.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권4호
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• pp.1398-1406
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• 2024

The control rod worth is a key safety parameter required to be measured in commercial pressurized water reactors (PWRs). Conventionally, the control rod worth is measured after reaching the critical state, which occupies the considerable time in the zero-power physics test. In this study, an efficient control-rod worth measurement technique has been proposed based on the improved neutron-source multiplication method, which can be implemented with the source-range detector count rates in the subcritical states. Moreover, the noise reduction technique has been adopted to smooth the large fluctuation existing in the original signals. In order to verify the engineering performance of the proposed measurement technique, the measured source-range detector count rates during the rod withdrawal process before reaching critical state in a CNP1000 reactor have been employed. It demonstrated that almost all estimated results of control rod worth satisfy the engineering acceptance criteria, except one control rod with the relative difference over 10 %, which indicates the capability of the proposed method in estimating control rod worth.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.283-291
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• 2024

Sodium cooled Fast Reactors (SFR) are built with several engineered safety features and hence a severe accident such as a core melt accident is hypothetical with a probability of <10^-6/ry. However, in case of such accidents, the mixture of the molten fuel and structural materials interacts with sodium. This phenomenon is known as Molten Fuel Coolant Interaction (MFCI) and results in fragmentation of the melt due to various instabilities. The fragmented particles settle as a debris bed on the core catcher at the bottom of the reactor vessel, and continue to generate decay heat. Characteristics of the debris particles play a vital role in heat transfer from the bed and need thorough investigation. The size, shape, and physical state of the debris depend on the associated fragmentation mechanism, superheating of the melt, and sodium temperature. Experiments have been conducted by releasing simulated corium, a molten mixture of alumina and iron generated by the aluminothermy process at ~2400 ℃ into liquid sodium, to study the fragmentation phenomena. After the experiment, the fragmented debris was retrieved and the particle size distribution was determined by sieve analysis. The debris was subjected to microscopic investigation for obtaining morphological characteristics. Based on the characteristics of debris, an attempt has been made to assess of fragmentation mechanism of simulated corium in sodium.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제25권1호
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• pp.37-49
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• 2012

가압경수로(PWR)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가수행을 통하여 처분용기모델이 개발되었다. 기존에 설계 개발된 가압경수로용 처분용기 모델은 구조적으로 처분용기 내부에 정사각형 단면의 네 개의 고준위폐기물다발이 처분용기 단면의 중심에 대칭되게 나란히 배열된 형태를 취하고 있다. 그러나 이와 같은 배열형태가 최적의 구조인지는 아직 결정할 수 없다. 특히 경량화하는 데에는 여전히 문제가 있다. 이러한 문제를 해결하는 방법은 처분용기 단면 중심에 대하여 대칭으로 배열된 네 개의 고준위폐기물다발의 단면형상을 변경시키는 것이다. 단면형상을 변경시키는 방법에는 정사각형 형상을 유지시키면서 단면을 회전시키는 방법과 정사각형 형상을 다른 단면형상으로 변경시키는 두 가지 방법이 있다. 기 수행된 연구를 통하여 정사각형 단면형상을 유지시키면서 단면을 회전시키면 회전각도가 $30{\sim}35^{\circ}$인 배열구조의 처분용기가 나란한 정사각형 배열구조보다 구조적으로 더 안정적이어서 경량화할 수 있음을 알 수 있었다. 그러나 이 회전한 배열구조의 처분용기가 최적인지는 역시 아직 결정할 수 없다. 왜냐하면 정사각형이 아닌 다른 단면형상의 구조물에 대해서는 아직 구조적으로 더 안정한지가 확인되지 않았기 때문이다. 따라서 처분용기 단면 중심면에 대하여 대칭성을 유지하면서 고준위폐기물다발의 단면형상이 정사각형이 아닌 다른 단면형상의 처분용기구조에 대한 구조해석이 필요하다. 본 연구에서는 네 개의 고준위폐기물다발이 처분용기 중심 면에 대하여 대칭적으로 배열되면서 단면형상이 여러 가지로 변화된 가압경수로용 처분용기에 대하여 구조해석을 수행하였다. 구조해석을 수행한 결과 기존의 설계 개발된 처분용기 단면의 중심에 대칭되게 나란히 고준위폐기물다발이 배열된 정사각형 단면의 처분용기보다 다발의 단면형상이 원형인 처분용기가 구조적으로 좀 더 안정성이 있음이 밝혀졌다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.375-387
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• 2019

본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반 용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계 기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h^-1와 0.065 mSv·h^-1로 도출되어 선량률 제한치인 2.0 mSv·h^-1와 0.1 mSv·h^-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.321 mSv·h^-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h^-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.

• 에너지공학
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• 제25권4호
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• pp.124-132
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• 2016

노심보충탱크 상부에 설치되는 유동분사기 형상에 따른 냉각수 주입특성 및 탱크 내에서의 열수력 현상 변화를 파악하기 위한 안전주입배관 2인치 파단 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의시험이 잔열 및 피동잔열제거계통(PRHRS) 모의 없이 수행되었다. 두 가지 형상의 유동분사기를 설치하고 수행한 각각의 시험은 거의 유사한 초기 및 경계조건에서 수행되었으며, 이로 인해 반복시험에 대한 재현성이 충족되었다고 판단된다. 시험결과는 유동분사기의 종류(본 시험에서는 구멍의 개수에 해당)에 관계없이 유사한 열수력학적 거동을 보였으며, 초기 주입유량 관점에서는 구멍의 개수가 2배인 B형이 A형에 비해 좀 더 우수한 주입 성능을 보였다. 노심보충탱크 격리 밸브가 개방된 후 압력평형배관을 통해 유입되는 고온의 원자로냉각재는 상부 헤더에서 상대적으로 저온인 $50^{\circ}C$ 물과 혼합되면서 증기 응축과 같은 상변화에 의한 압력 변동을 동반하는 다차원 열유동 현상을 일으키게 된다. 이로 인해 초반부 노심보충탱크 주입 유량은 상온운전 조건에서 보다는 작게 되고, 일정시간 경과 후에는 유사한 주입유량 특성을 보였다.

• 한국안전학회지
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• 제15권2호
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• pp.70-77
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• 2000

For hazardous air pollutants(HAP) such as NO, $NO_2$ and $SO_2$ decomposition efficiency, power consumption, and applied voltage were investigated by SPCP(Surface induced discharge Plasma Chemical Processing) reactor to obtain optimum process variables and maximum decomposition efficiencies. Decomposition efficiency of HAP with various electric frequencies(5~50 kHz), flow rates(100~1,000 mL/min), initial concentrations(100~1,000 ppm) and additive($CH_4$) were measured and the products were analyzed with FT-IR. Experimental results showed that for the frequency of 10 kHz, the highest decomposition efficiency of 94.3 % for NO, 84.7 % for $NO_2$ and 99 % far $SO_2$ were observed at the power consumptions of 19.8, 20 and 19W, respectively, and that decomposition efficiency decreased with increasing frequency above 20 kHz. And decomposition efficiency per unit power were 5.21 %/W for $SO_2$, 4.76 %/W for NO and 4.24 %/W for $NO_2$ and the highest decomposition efficiency was observed with $SO_2$. Decomposition efficiency was increased with increasing residence times and with decreasing initial concentration of pollutants. When the additive of $CH_4$ was used, decomposition efficiency was increased with increasing $CH_4$ content, and NO, $NO_2$ and $SO_2$ were almost completely decomposed with the efficiency of 99 %, 98 % and 99 %, respectively and therefore $CH_4$ was a good additive material. The optimum power for the maximum decomposition efficiency were 7.5 W for $SO_2$, 9.5 W for NO and 15.5 W for $NO_2$, respectively. Optimum power with the maximum decomposition efficiency were 9.5 W at 1,000 ppm of NO, 7~8 W at 100~500 ppm of NO and 15.5 W at all concentration range of $NO_2$ and 11.5 W at 1,000 ppm, 4.9 W at 500 ppm, 3.7 W at 100~300 ppm of $SO_2$ and power efficiency was best in these case.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제24권3호
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• pp.171-175
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• 2013

본 연구에서는 한국원자력연구원(KAERI)에서 하나로(HANARO) 원자로를 통하여 새로이 개발한 근접치료용 Ir-192 선원의 기기적 안정성과 기존에 사용되는 근접치료기와의 호환성을 평가하기 위한 팬톰을 개발하고 임상기기 적합성 평가를 실험하였다. 다양한 근접치료용 어플리케이터와 선원의 적합성 결과는 일정한 비율의 곡률의 변화에 대해서는 반경 2.2~2.7 cm 범위에서 정상작동 하였고 급격한 힘의 변화를 고려한 경우에서는 반경 1.5~1.8 cm 범위에서 정상작동 할 수 있음을 확인하였다. 어플리케이터의 모양변화에 따른 선원의 머무름 시간 오차의 평가에서는 선원이 도달 가능한 점까지 에서는 거의 변화가 없어 보였다. 근접방사선치료를 위해 사용되어지는 방사선 선원은 그 크기가 작고 종양의 다양한 모양과 위치에 안정적으로 도달될 수 있어야 한다. 이와 같은 기기적 안정성을 평가하기 위해 본 연구에서 설계 고안된 기기적 안정성 평가 팬톰은 선원의 굴곡의 최적 조건을 평가하는데 유효하다고 생각되며, 한국원자력연구원에서 개발된 근접치료용 Ir-192 선원의 기기적 안정성시험결과 기존의 사용되어지는 수입산 선원과 차이가 없음을 확인할 수 있었다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제34권3호
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• pp.134-140
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• 2020

국내 원전은 심층화재방어 개념에 따라 화재 발생 시 원전 외부로 방사능의 누출을 억제하고 발전소의 안전정지기능이 유지되어야 한다. 또한 화재방호 설비가 노형별 화재방호 설계 요건에 맞게 설치되어 운전 중 요구하는 설계기능이 유지되고 있는지 관련 규정에 따라 정기적인 시험으로 건전성을 확인한다. 현재 국내 원전은 원자력안전법과 국내외 소방관계법을 동시에 적용하고 있으며 특히 이러한 법규 환경과 더불어 2017년 국내 최초 영구 정지된 고리1호기에도 유사한 규정이 적용될 것으로 사료된다. 하지만 향후 단계적인 해체원전의 증가를 고려하여 해체특성을 고려한 화재방호 세부 규제규정이 마련되어 체계적으로 해체원전의 화재방호프로그램이 정착되는 기반을 마련할 필요가 있다. 따라서 원전을 다수 운영 중인 미국, 일본, 캐나다 및 유럽 국가들의 원자력 법령체계를 검토하였고, 해외 해체 원전에 활용되고 있는 미국 영구정지 및 해체원전의 화재방호 규제지침인 Reg Guide 1.191의 규제 요건을 고려한 해체원전의 화재방호프로그램 법령체계 마련을 위한 방향을 제시하였다. 본 연구에서는 해체원전의 화재방호프로그램 최적화 및 화재분야의 원전 해체 기반기술 확보를 위해 화재방호 규정 마련을 위한 방향을 제시하고자 한다.

• 한국축산시설환경학회지
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• 제4권1호
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• pp.21-28
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• 1998

This study was carried out to estimate the economic impacts on operation cost and curtail the bulking agent between two kinds of plants in swine farms. Bulking agents and Plants have a variety of roles in the fields of the composting for livestock manure and also represent an economic problem in terms of plant operation costs and compost production. Two farms which have rotary(size of reactor : 10${\times}$35${\times}$1.5m) or bucket(size of reactor : 10${\times}$68${\times}$2m) plants were used for 24 weeks for bucket conveyor system, which are composed of refilling rice hull as a bulking agent every 3 weeks till decreasing volume, for 4 weeks for rotary conveyor system, which has continuous compost production system without refilling rice hull, respectively. Composts was produced in 24 weeks in the bucket conveyor system, in 4 weeks in the rotary conveyor system, respectively. The results are as follows : 1. The tissue change of Rice hull at the composts of 45 days pursuant to composting steps was more crumbling in bucket conveyor system than in rotary conveyor system. 2. Microbial counts of the final composts for safety and quality showed that total bacteria counts was 1.01${\times}$108 cfu/g in bucket conveyor system, 2.82${\times}$108 cfu/g in rotary conveyor system, Salmonella was 0.3${\times}$102 cfu/g in bucket conveyor system, 7.6${\times}$102 cfu/g in rotary conveyor system, colifom bacteria was 0.5${\times}$106 cfu/g in bucket conveyor system, 1.5${\times}$106cfu/g in rotary conveyor system, fungi 1.24${\times}$106 cfu/g in bucket conveyor system, 0.01${\times}$106 cfu/g in rotary conveyor system, respectively. However, Any system used in this trial could not be met the regulation of A grade compost of EPA and USA. 3. C:N ratio according to the composting was more rapidly changed in bucket conveyor system with 64.5 of 5 days compost to 25.4 of final products than in rotary conveyor system with 26.7 of 5 days compost to 25.9 of final products. 4. Based on the mechanical characteristics of plants used in trial and compared with Rotary conveyor system, the Bucket conveyor system in which has 0.72 ㎥/㎥ of bulking agent capacity per slurry could be curtailed 1.78 ㎥of rice hull for disposal of waste, 1㎥. It was proper facilities to produce composts quantitative in Rotary conveyor system, and to treat waste quantitative and obtain good results in compost quality in Bucket conveyor system.