• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권1호
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• pp.144-155
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• 2023

The core catcher is used as a passive safety system in new generation nuclear power plants to create a space in the containment for the placing and cooling of the molten corium under various severe accidents. This research investigates the role of the core catcher in the VVER-1000 reactor containment system in mitigating the effects of core meltdown under various severe accidents within the context of the Ex-vessel Melt Retention (EVMR) strategy. Hence, a comparison study of three severe accidents is conducted, including Station Black-Out (SBO), SBO combined with the Large Break Loss of Coolant Accident (LB-LOCA), and SBO combined with the Small Break Loss of Coolant Accident (SB-LOCA). Numerical comparative simulations are performed for the aforementioned scenario with and without the EX-vessel core-catcher. The results showed that considering the EX-Vessel core catcher reduces the amount of hydrogen by about 18.2 percent in the case of SBO + LB-LOCA, and hydrogen production decreases by 12.4 percent in the case of SBO + SB-LOCA. Furthermore, in the presence of an EX-Vessel core-catcher, the production of gases such as CO and CO2 for the SBO accident is negligible. It was revealed that the greatest decrease in pressure and temperature of the containment is related to the SBO accident.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.1-8
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• 1994

중대사고시 고온·고압의 열수력적 현상과 증기의 억제효과를 정량화할 수 있는 수소연소에 의한 화염속도 상관식을 제시하고 보정인자들을 정의하였다. 이 상관식은 기존의 Iijima-Takeno 상관식에 중대사고시에 예상되는 수소와 증기의 농도 범위에서 증기의 억제효과를 정량화하는 인자인 증기억제율을 정의하여 추가하고, 초기 압력의 영향을 고려하는 보정효과를 변형한 것이다. 또한 기존의 화염속도 모델은 상온·대기압력에서 수행된 실험에 기초한 상관식으로 중대사고시의 고온·고압의 열수력적 현상을 올바로 모사할 수 없으며. 증기의 억제 효과를 정량화할 수 없었다. 따라서 화염의 구조를 정의하고, 해석적 분석을 통해 화염속도를 계산하였고, 이 결과를 중대사고 해석용 코드인 MAAP, HECTR의 상관식 결과와 FITS 실험자료와 비교하여 해석적 모델의 적합성을 검증하였다. 이러한 결과를 기초로 화염 속도에 대한 증기의 억제 효자를 정량화하고, 초기 온도와 압력의 영향을 보정하는 인자들을 결정하여 수소연소에 의한 간편한 형태의 화염속도 상관식을 제시하였다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권4호
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• pp.393-404
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• 2012

After the Fukushima nuclear accident in 2011, there has been increasing concern regarding severe accidents in nuclear facilities. Severe accident scenarios are difficult for operators to monitor and identify. Therefore, accurate prediction of a severe accident is important in order to manage it appropriately in the unfavorable conditions. In this study, artificial intelligence (AI) techniques, such as support vector classification (SVC), probabilistic neural network (PNN), group method of data handling (GMDH), and fuzzy neural network (FNN), were used to monitor the major transient scenarios of a severe accident caused by three different initiating events, the hot-leg loss of coolant accident (LOCA), the cold-leg LOCA, and the steam generator tube rupture in pressurized water reactors (PWRs). The SVC and PNN models were used for the event classification. The GMDH and FNN models were employed to accurately predict the important timing representing severe accident scenarios. In addition, in order to verify the proposed algorithm, data from a number of numerical simulations were required in order to train the AI techniques due to the shortage of real LOCA data. The data was acquired by performing simulations using the MAAP4 code. The prediction accuracy of the three types of initiating events was sufficiently high to predict severe accident scenarios. Therefore, the AI techniques can be applied successfully in the identification and monitoring of severe accident scenarios in real PWRs.

• 대한교통학회지
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• 제31권5호
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• pp.16-25
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• 2013

이 연구는 신호 교차로에서의 점멸 신호 운영과 교통사고와의 관계를 다루고 있다. 연구의 목적은 야간 황색 점멸 신호 운영의 안전효과를 분석하는데 있다. 이를 위해 이 연구는 청주시 190개 신호교차로를 비교그룹방법을 사용하여 도로기능별 신호운영의 안전성 평가에 중점을 두고 있다. 주요 결과는 다음과 같다. 첫째, 두 도로유형(간선기능과 집산기능) 모두 야간점멸신호 도입시 사고가 증가하는 것으로 분석되었다. 둘째, 그룹 A(간선기능)에서는 사고건수 19%, 사상자수 36%, 심각사고건수 15% 및 중상이상 사상자수 14%가 증가한 것으로 평가되었다. 셋째, 그룹 B(집산기능)에서는 사고건수는 50%, 사상자수는 64%, 심각사고건수 41%, 그리고 중상이상 사상자수는 77% 증가한 것으로 분석되었다.

• 대한안전경영과학회지
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• 제9권5호
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• pp.1-5
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• 2007

We construct the procedure to predict safety accidents following Bayesian approach. We make a model that can utilize the data to predict other levels of accidents. An event tree model which is a frequently used graphical tool in describing accident initiation and escalation to more severe accident is transformed into an influence diagram model. Prior distributions for accident occurrence rate and probabilities to escalating to more severe accidents are assumed and likelihood of number of accidents in a given period of time is assessed. And then posterior distributions are obtained based on observed data. We also points out the advantages of the bayesian approach that estimates the whole distribution of accident rate over the classical point estimation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2670-2677
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• 2023

In the nuclear safety studies, a new trend refers to the evaluation of uncertainties as a mandatory component of best-estimate safety analysis which is a modern and technically consistent approach being known as BEPU (Best Estimate Plus Uncertainty). The major objectives of this study consist in performing a study of uncertainties/sensitivities of the major analysis results for a generic CANDU 6 Nuclear Power Plant during Station Blackout (SBO) progression to understand and characterize the sources of uncertainties and their effects on the key figure-of-merits (FOMs) predictions in severe accidents (SA). The FOMs of interest are hydrogen mass generation and event timings such as the first fuel channel failure time, beginning of the core disassembly time, core collapse time and calandria vessel failure time. The outcomes of the study, will allow an improvement of capabilities and expertise to perform uncertainty and sensitivity analysis with severe accident codes for CANDU 6 Nuclear Power Plant.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.423-434
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• 2016

인접 국가인 일본의 후쿠시마 원전에서 극한 자연재해로 인한 중대사고가 발생하면서, 국내에서 중대사고 및 확률론적 안전성 평가 (PSA, Probabilistic Safety Assessment)에 대한 중요성이 재인식되었다. 국내에서는 원전의 소외결말을 평가하는 3단계 PSA에 대한 연구개발이 최근까지 거의 이루어지지 않았다. 본 논문에서는 국외 3단계 PSA 전산코드 중, 미국의 MACCS2 (MELCORE Accident Consequence Code System 2), 유럽의 COSYMA (COde SYstem from Maria) 그리고 일본의 OSCAAR (Off-Site Consequence Analysis code for Atmospheric Releases in reactor accidents)에 대한 간략한 분석과 미국의 MACCS2에 대한 단점 및 한계점 분석을 수행하였다. 국내 외 전문가들에 의해 공통적으로 지적되어 온 MACCS2의 한계점은 다수호기사고와 사용후핵연료 저장조로부터의 방출 모사의 불가능, 그리고 대기확산모델을 단순 가우시안 플륨모델을 기본으로 한다는 것이며, 이중 일부는 MACCS2업데이트 버전을 통해 개선되어 왔다. Food chain 모델의 모사의 제한, 해양 및 수계 확산모델의 부재, 제한된 범위의 경제영향평가 등 또한 개선되어야 할 사항이다. 기술보고의 결과는 국내 3단계 PSA 관련 기술 개발을 위한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 대한교통학회지
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• 제25권5호
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• pp.57-66
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• 2007

본 연구는 청주시 4지 신호교차로의 후미추돌사고를 다루고 있다. 연구의 목적은 후미추돌사고의 특성을 분석하고, 교통사고, 교통량 및 기하구조 사이의 관계를 설명하는 모형을 개발하는데 있다. 이를 위해 본 연구는 2004년 106개 교차로에서 발생한 308건의 후미추돌사고 자료를 이용한다. 분석된 주요 결과는 다음과 같다. 첫째, 후미추돌사고 중 심각사고는 77.6%로 매우 심각한 것으로 분석되었다. 둘째, 주간보다는 야간에 그리고 교차로 유입부에서 더 많은 후미추돌사고가 발생하였다. 특히, 대형 선행차량의 사고가 더 심각한 것으로 분석되었다. 마지막으로, 본 연구에서 개발된 다중회귀모형과 포아송회귀모형 모두 통계적 신뢰성이 매우 높은 것으로 분석되었다.

• 한국지구물리탐사학회:학술대회논문집
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• 한국지구물리탐사학회 2003년도 Proceedings of the international symposium on the fusion technology
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• pp.27-32
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• 2003

Fire accidents in tunnels and underground installations have resulted in significant loss in terms of life and costs. Several large research projects are launched in Europe to find cost effective ways to upgrade and make such installation more robust against accidents from fires and explosions. For one single tunnel, severe fire accidents are rare and operators and users will have very limit experience, when they do occur. There is a trend to solve the problem with high tech instrumentation and monitoring techniques and to rely on the fire brigade to play a major role in the rescue operation. These precautionary measures are very difficult to validate for the severe fires. For protection against the most critical fires, the safety has to be considered in the design of the tunnel and the technical installation validated so that it operates as indented.