• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.78-91
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• 2024

Double steel plate concrete composite shear wall (SCSW) has been widely utilized in nuclear power plants and high-rise structures, and its shear connectors have a substantial impact on the seismic performance of SCSW. Therefore, in this study, the mechanical properties of SCSW with angle stiffening ribs as shear connections were parametrically examined for the reactor containment structure of nuclear power plants. The axial compression ratio of the SCSW, the spacing of the angle stiffening rib arrangement and the thickness of the angle stiffening rib steel plate were selected as the study parameters. Four finite element models were constructed by using the finite element program named ABAQUS to verify the experimental results of our team, and 13 finite element models were established to investigate the selected three parameters. Thus, the shear capacity, deformation capacity, ductility and energy dissipation capacity of SCSW were determined. The research results show that: compared with studs, using stiffened ribs as shear connectors can significantly enhance the mechanical properties of SCSW; When the axial compression ratio is 0.3-0.4, the seismic performance of SCSW can be maximized; with the lowering of stiffener gap, the shear bearing capacity is greatly enhanced, and when the gap is lowered to a specific distance, the shear bearing capacity has no major affect; in addition, increasing the thickness of stiffeners can significantly increase the shear capacity, ductility and energy dissipation capacity of SCSW. With the rise in the thickness of angle stiffening ribs, the improvement rate of each mechanical property index slows down. Finally, the shear bearing capacity calculation formula of SCSW with angle stiffening ribs as shear connectors is derived. The average error between the theoretical calculation formula and the finite element calculation results is 8% demonstrating that the theoretical formula is reliable. This study can provide reference for the design of SCSW.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권1호
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• pp.1-7
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• 2009

본 논문은 국내에서 가동되고 있는 3개 로형의 원자로 냉각재로부터 유기 및 무기 $^{14}C$의 특성을 평가하는데 초점을 맞추었다. 주목적은 국내 원전 부지에서 환경으로 방출되는 $^{14}C$에 대한 신뢰할 만 한 특성을 평가하는데 있다. $^{14}C$는 방사성핵종 인벤토리 중 가장 중요한 핵종중의 하나로서 처분장에서의 방출 시나리오에서 가장 중요한 선량 기여 핵종중의 하나이다. $^{14}C$는 반감기가 5,730 년인 순수 베타방출체로써 환경으로의 이동성이 높을 뿐 아니라 생물학적인 유용성이 높다. 최근의 연구결과에 의하면, 유기화합물 형태의 $^{14}C$는 환원환경 하에서 원자로 냉각재내에서 주종을 이루고 있는 것으로 밝혀졌으며 그 외의 유기화합물인 formaldehyde, formic acid 및 acetate도 함께 형성되는 것으로 알려졌다. 그러나 정지화학 처 리 기간인 산성 산화환경 하에서는 산화성 탄소형태로 바뀌면서 $^{14}CO_2$나 $H^{14}CO_3^-$형으로 바뀌어 지는 것으로 나타났다. 본 연구에서는 원자력발전소의 다양한 처리계통의 시료에 대해 유기 및 무기화학형의 $^{14}C$ 농도를 측정, 평가하였다 원자로 계통 내에서의 $^{14}C$ 인벤토리는 약 3.1 GBq/kg로 나타났으며 냉각재 계통 내에서는 주로 유기화학형 이 주종을 이루고 있었으며 무기화학형은 10% 이내인 것으로 나타났다 용액중의 $^{14}C$ 측정은 기상과 액상으로 분리하여 분석하였다. 정상 운전 중에는 유기화학형의 $^{14}C$가 주종을 이루고 있지만 발전소의 배기구를 통해 방출되는 $^{14}C$의 화학형은 온도, pH, 체적제어탱크의 방출 및 정지화학 처리에 따라 화학형이 달라지고 있는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권6호
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• pp.1222-1230
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• 2020

The corrosion rates of the reactor pressure vessel materials of SA508 Grade 3 were measured using a weight loss method in aerated boric acid solutions to simulate the evaporation of leaked PWR primary water in an ambient environment. The corrosion behavior and products were examined using X-ray diffraction and electron microscopy. SA508 showed typical general corrosion characteristics. The corrosion rate increased steadily as the boron concentration was increased. As the immersion time elapsed, the corrosion rate slowly or rapidly decreased according to the oxidation reaction of iron. The corrosion rate showed a complicated pattern depending on the temperature; it increased gradually and then rapidly decreased again when reaching a certain transition temperature. The corrosion products of SA508 were found to be FeO(OH), Fe₂O₃, and Fe₃O₄. As the boron concentration decreased and the temperature was increased, the formation of Fe₃O₄ was more favorable as compared to the formation of FeO(OH) and Fe₂O₃. Consequently, the changes of the corrosion rate and behavior were closely related to the oxidation reaction of iron on the surface. The corrosive damage to SA508 appears to be most severe when the oxidation reaction is such that Fe₂O₃ forms as a corrosion product.

• 한국재료학회지
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• 제9권11호
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• pp.1137-1143
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• 1999

액체금속로 전열관재료용 개량 9Cr-1Mo강의 특성에 미치는 텅스텐의 영향을 고찰하기 위하여 개량 9Cr-1Mo강에 텅스텐을 2wt.% 첨가하여 템퍼링 온도에 따른 기계적 특성 및 미세조직의 변화를 조사하였다. 미세조직을 관찰한 결과 템퍼링시 전위회복에 의해 형성되는 셀 구조가 나타나는 템퍼링 온도는 개량 9Cr-1Mo강의 경우 $700^{\circ}C$인 반면, 텅스텐을 첨가한 9Cr-0.5Mo-2W강의 경우는 $750^{\circ}C$이었으며, 이 결과로부터 텅스텐 첨가는 전위회복을 지연하였음을 알 수 있다. 텅스텐을 첨가하여도 템퍼링 온도에 따라 생성되는 석출물의 종류는 차이가 없었으나, 텅스텐을 첨가한 강에 있는 석출물에는 텅스텐이 포함되어 있었다. 텅스텐의 첨가로 경도값, 고온 인장강도 그리고 항복강도가 증가하였다. 이것은 텅스텐 첨가로 인한 미세구조의 안정화에 기인하는 것으로 보인다. 충격시험에서는 항복강도가 낮은 개량 9Cr-1Mo강이 더 우수한 충격파괴특성을 가졌다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권12호
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• pp.815-824
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• 2016

가압경수로에 장전되는 핵연료집합체는 연료 봉 다발과 지지격자 및 상하단 고정체로 구성되어 있다. 고온 고압의 냉각수는 원자로 하부로 유입되어 연료 봉 사이로 형성된 부수로를 따라 노심 상부로 흐른다. 경수로핵연료의 주요 열수력 성능인자는 정상운전시 압력강하 및 임계열속이며 사고시에는 급랭 시간이다. 한국원자력연구원에서는 경수로핵연료의 성능을 향상시키고 국산화를 위해 고성능 경수로핵연료, 이중냉각 핵연료 및 사고저항성 핵연료를 개발하였다. 경수로핵연료의 열수력 핵심기술을 개발하기 위해 압력강하 실험, 난류 유동혼합/열전달 실험, 임계열속 및 급랭 시험을 수행하였으며 전산유체역학 방법도 활용하였다. 더불어 사용후핵연료의 임시저장을 위한 건식저장 용기의 열유동에 대한 전산유체해석을 수행하였다. 한편, 경수로핵연료의 열수력 기반기술을 개발하고 실용화를 위해 대학 및 산업체와 협력연구도 진행하였다.

• 지능정보연구
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• 제27권2호
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• pp.33-54
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• 2021

최근 4차 산업혁명, 코로나로 인한 뉴노멀 시대의 도래 등을 계기로 인공지능, 빅데이터 연구와 같은 언택트 관련 기술의 중요성이 더욱 급상하고 있다. 각 종 연구 분야에서는 이러한 연구 트렌드를 따라가기 위한 융합적 연구가 본격적으로 시행되고 있으나 원자력 분야의 경우 자연어 처리, 텍스트마이닝 분석 등 인공지능 및 빅데이터 관련 기술을 적용한 연구가 많이 수행되지 않았다. 이에 원자력 연구 분야에 데이터 사이언스 분석기술의 적용 가능성을 확인해보고자 본 연구를 수행하였다. 원자로 연료로 사용된 뒤 배출되는 사용후핵연료 인식 동향 파악에 대한 연구는 원자력 산업 정책에 대한 방향을 결정하고 산업정책 변화를 사전에 대응할 수 있다는 측면에서 매우 중요하다. 사용후핵연료 처리기술은 크게 습식 재처리 방식과 건식 재처리 방식으로 나뉘는데, 이 중 환경 친화적이고 핵비확산성 및 경제성이 높은 건식재처리 기술인 '파이로프로세싱'과 그 연계 원자로 '소듐냉각고속로'의 연구개발에 대한 재평가가 현재 지속적으로 검토되고 있다. 따라서 위와 같은 이유로, 본 연구에서는 사용후핵연료 처리기술인 파이로프로세싱에 대한 언론 동향 분석을 진행하였다. 사용후핵연료 처리기술인 '파이로프로세싱' 키워드를 포함하는 네이버 웹 뉴스 기사 전문의 텍스트데이터를 수집하여 기간에 따라 인식변화를 분석하였다. 2016년 발생한 경주 지진, 2017년 새 정부의 에너지 전환정책 시행된 2010년대 중반 시기를 기준으로 전, 후의 동향 분석이 시행되었고, 빈도분석을 바탕으로 한 워드 클라우드 도출, TF-IDF(Term Frequency - Inverse Document Frequency) 도출, 연결정도 중심성 산출 등의 분석방법을 통해 텍스트데이터에 대한 세부적이고 다층적인 분석을 수행하였다. 연구 결과, 2010년대 이전에는 사용후핵연료 처리기술에 대한 사회 언론의 인식이 외교적이고 긍정적이었음을 알 수 있었다. 그러나 시간이 흐름에 따라 '안전(safety)', '재검토(reexamination)', '대책(countermeasure)', '처분(disposal)', '해체(disassemble)' 등의 키워드 출현빈도가 급증하며 사용후핵연료 처리기술 연구에 대한 지속 여부가 사회적으로 진지하게 고려되고 있음을 알 수 있었다. 정치 외교적 기술로 인식되던 사용후핵연료 처리기술이 국내 정책의 변화로 연구 지속 가능성이 모호해짐에 따라 언론 인식도 점차 변화했다는 것을 확인하였다. 이러한 연구 결과를 통해 원자력 분야에서의 사회과학 연구의 지속은 필수불가결함을 알 수 있었고 이에 대한 중요성이 부각되었다. 또한, 현 정부의 원전 감축과 같은 에너지 정책의 영향으로, 사용후핵연료 처리기술 연구개발에 대한 재평가가 시행되는 이 시점에서 해당 분야의 주요 키워드 분석은 향후 연구 방향 설정에 기여할 수 있을 것이라는 측면에서 실무적 의의를 갖는다. 더 나아가 원자력 공학 분야에 사회과학 분야를 폭넓게 적용할 필요가 있으며, 국가 정책적 변화를 고려해야 원자력 산업이 지속 가능할 것으로 사료된다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제22권4호
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• pp.245-251
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• 2018

In this paper, we address some issues in existing seismic hazard closed-form equations and present a novel seismic hazard equation form to overcome these issues. The presented equation form is based on higher-order polynomials, which can well describe the seismic hazard information with relatively high non-linearity. The accuracy of the proposed form is illustrated not only in the seismic hazard data itself but also in estimating the annual probability of failure (APF) of the structural systems. For this purpose, the information on seismic hazard is used in representative areas of the United States (West : Los Angeles, Central : Memphis and Kansas, East : Charleston). Examples regarding the APF estimation are the analyses of existing platform structure and nuclear power plant problems. As a result of the numerical example analyses, it is confirmed that the higher-order-polynomial-based hazard form presented in this paper could predict the APF values of the two example structure systems as well as the given seismic hazard data relatively accurately compared with the existing closed-form hazard equations. Therefore, in the future, it is expected that we can derive a new improved APF function by combining the proposed hazard formula with the existing fragility equation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.355-366
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• 1994

미국원자력규제위원회에서는 최근 안전해석에 최적전산코드의 사용을 허용하는 개정된 비상노심냉각계통 평가 규정을 제시하였다. 당 규정에서는 계통해석에 최적전산코드를 사용할 경우 불확실성 평가를 수행할 것을 요구하고 있다. 본 논문에서는 이러한 비상노심냉각계통의 규제요건을 만족하는 실제적인 최적평가방법론을 개발하여 대형냉각재상실사고에 적용하였다. 최적평가전산코드로는 RELAP5/MOD3.1을 개선한 RELAP5/MOD3/KAERI를 사용하였으며, 코드의 불확실성은 수개의 분리효과 및 총체효과 실험에 대한 평가를 수행함으로써 정량화 하였다. 적용대상 발전소로는 고리 3 & 4호기를 선정하였다. 민감도 분석을 통하여 응답방정식을 구성하였으며 각 응답방정식에 대하여 무작위 추출방식, Monte Carlo 방식으로 확률밀도함수를 구하였다. 최종 불확실성은 95%의 신뢰도로 정량화 하였으며 대형냉각재 상실사고시의 안전여유도에 대하여 논의하였다.

• 한국초전도ㆍ저온공학회논문지
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• 제16권1호
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• pp.9-13
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• 2014

Effects of neutron irradiation on the superconducting properties of the undoped $MgB_2$ and the carbon(C)-doped $MgB_2$ bulk superconductors, prepared by an in situ reaction process using Mg and B powder, were investigated. The prepared $MgB_2$ samples were neutron-irradiated at the neutron fluence of $10^{16}-10^{18}n/cm^2$ in a Hanaro nuclear reactor of KAERI involving both fast and thermal neutron. The magnetic moment-temperature (M-T) and magnetization-magnetic field (M-H) curves before/after irradiation were obtained using magnetic property measurement system (MPMS). The superconducting critical temperature ($T_c$) and transition width were estimated from the M-T curves and critical current density ($J_c$) was estimated from the M-H curves using a Bean's critical model. The $T_cs$ of the undoped $MgB_2$ and C-doped $MgB_2$ before irradiation were 36.9-37.0 K and 36.6-36.8 K, respectively. The $T_cs$ decreased to 33.2 K and 31.6 K, respectively after irradiation at neutron fluence of $7.16{\times}10^{17}n/cm^2$, and decreased to 22.6 K and 24.0 K, respectively, at $3.13{\times}10^{18}n/cm^2$. The $J_c$ cross-over was observed at the high magnetic field of 5.2 T for the undoped $MgB_2$ irradiated at $7.16{\times}10^{17}n/cm^2$. The $T_c$ and $J_c$ variation after the neutron irradiation at various neutron fluences were explained in terms of the defect formation in the superconducting matrix by neutron irradiation.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권2호
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• pp.55-64
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• 2009

In a pressurized heavy water reactor (PHWR), radiation workers who have access to radiation controlled areas submit their urine samples to health physicists periodically; internal radiation exposure is evaluated by the monitoring of these urine samples. Internal radiation exposure at PHWRs accounts for approximately 20 $\sim$ 40% of total radiation exposure; most internal radiation exposure is attributed to tritium. Carbon-14 is not a dominant nuclide in the radiation exposure of workers, but it is one potential nuclide to be necessarily monitored. Carbon-14 is a low energy beta emitter and passes relatively easily into the body of workers by inhalation because its dominant chemical form is radioactive carbon dioxide ($^{14}CO_2$). Most inhaled carbon-14 is rapidly exhaled from the worker's body, but a small amount of carbon-14 remains inside the body and is excreted by urine. In this study, a method for dual analysis of tritium and carbon-14 in urine samples of workers at nuclear power plants is developed and a method for internal dose assessment using its excretion rate result is established. As a result of the developed dual analysis of tritium and carbon-14 in urine samples of radiation workers who entered the high radiation field area at a PHWR, it was found that internal exposure to carbon-14 is unlikely to occur. In addition, through the urine counting results of radiation workers who participated in the open process of steam generators, it was found that the likelihood of internal exposure to either tritium or carbon-14 is extremely low at pressurized water reactors (PWRs).