• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.168-178
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• 1994

사고관리란 사고발생시에 이용가능한 모든 자원, 즉 인원과 설비를 효율적으로 활용함으로써 발전소를 안전상태로 회복시키거나 사고의 피해를 완화시키기 위한 제반 활동을 말한다. 사고관리의 접근방식은 첫째, 후보사고관리방안의 사전 평가, 둘째, 효과적으로 적절한 조치를 수행하게 하는 세부 절차서의 개발, 그리고 셋째, 그러한 조치수행에 필요한 도구와 자원의 준비, 실현 가능한 원전 시스템의 변경등을 포함한다. 사고관리 전략을 평가할 때에는 그 전략의 효율성분만 아니라 부작용, 타당성, 필요한 정보, 기존 절차서와의 양립성 등을 종합적으로 고려하여야 한다. 이 논문의 목적은 여러가지 사고관리 전략을 모델링하고 평가하기위한 체제를 개발하기 위한 의사결정 수목과 영향도의 해석도구를 소개하는 것이다. 이 해석도구와 관련한 여러가지 특징들이 제시되었으며 이 해석도구에 근거하여 세워진 사고관리전략의 평가체제가 간단한 예제문제에 적용되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권2호
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• pp.226-233
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• 1995

CANDU 원자로에서 심각하게 대두되는 압력관 파손을 방지하기 위해 압력관의 두께를 증가시키는 방안이 연구되었다. 본 연구에서는 압력관 두께변화가 Zr-2.5Nb 압력관의 응력, 수소농도 및 수소지연파괴에 미치는 영향에 대해 연구를 수행하였다. 압력관 두께가 현재의 4.2 mm에서 5.2 mm로 증가할 경우에 압력관이 받는 응력과 발전소 가동중에 누적되는 중수소 흡수량은 19% 줄어드는 것으로 나타났으며, 압력관에 균열이 발생할 경우 발전소 냉각동안에 일어나는 균열 성장은 상당히 감소한다. 수소지연파괴는 압력관이 받는 응력과 누적되는 수소량에 비해 지배되는데 이와 같은 결과로부터 두꺼운 압력관은 수소지연파괴 관점에서 상당한 이점이 있는 것으로 평가되었다. 그러나 압력관 두께 증가는 수소지연파괴의 성장속도를 가속할수도 있으므로 앞으로 연구할 사항이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.59-73
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• 2019

원자력발전소 운영 과정에서 발생되는 폐기물인 폐수지를 원천적으로 저감하기 위해, 새로운 폐수 정화기술을 개발하고 원전 폐수처리시스템에 가상적으로 적용하여 효용성을 평가하고자 하였다. 본 기술의 기본 원리는 폐수에 존재하는 주요 핵종이온들을 생물학적 혹은 화학적 방법을 통해 무기 결정광물로 바꾸는 방식이다. 실험실에서 폐수를 대상으로 회분식실험을 통해 핵종 제거율을 측정한 결과, 생물학적 방법은 24시간 이내에 세슘을 80% 이상 제거하였고, 화학적 방법은 95% 이상 세슘을 선택적으로 제거할 수 있었다. 그리고 원전 폐수에 존재하는 다른 주요 핵종들(Co, Ni, Fe, Cr, Mn, Eu)에 대해서도 초기 99% 이상의 높은 제거율을 보여 주었다. 우리는 APR1400 원자력발전소의 폐수처리시스템 공정에서 역삼투압(R/O)과 유기 이온교환수지 모듈 사이에 가상으로 본 기술 모듈을 설치하였다. 가상의 모듈 설치를 통한 기술적 타당성 평가를 통해, 우리는 폐수의 주요 핵종들이 90% 이상 선택적으로 제거되고 폐수지의 발생량이 대폭 감소된다는 결과를 얻을 수 있었다. 이러한 결과가 의미하는 바는 본 기술이 향후 미래에 상용화되었을 경우, 폐수지 관리 비용을 크게 감소시키고 수지 수명도 대폭 연장시킬 수 있어, 결과적으로 월성 방사성폐기물 처분시설의 저장고 포화시점을 최대한 늦출 수 있는 이점이 있다.

• 한국정보과학회논문지:소프트웨어및응용
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• 제32권12호
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• pp.1178-1191
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• 2005

본 논문은 NuSCR 정형 명세 언어로 작성된 소프트웨어 요구 명세로부터 소프트웨어 고장 수목을 생성하는 방법에 대하여 제안하였다 본 연구에서 제안하는 소프트웨어 고장 수목은 소프트웨어의 구조와 동작에 대한 요구 사항을 반영하는 통합된 형태의 고장 수목으로, 안전성에 대한 복합적인 분석이 가능하다. 이러한 소프트웨어 고장 수목을 생성하기 위하여 NuSCR 정형 명세언어의 구성 요소 각각에 대한 템플릿을 정의하고, 이들 템플릿을 사용하여 소프트웨어 고장 수목을 생성하는 방법을 제안하였다. 그리고, 제안된 방법의 유용성을 평가하기 위해 현재 국내 원전계측제어시스템 개발사업단에서 개발 중인 차세대 원자력 시스템 APR1400에 사용될 원자로 보호 시스템의 핵심 트립 논리에 대하여 고장 수목을 생성하고 분석 하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.183-193
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• 2018

현재, 한국원자력연구원은 부산 기장에 연구용 원자로(Ki-Jang Research Reactor, KJRR)를 건설 계획하고 있다. 원자로를 운영하면 중 저준위 방사성폐기물이 발생하므로 방사성 폐기물을 안전하게 처리 하는 것이 중요하다. 현재, 다양한 형태의 방사성 폐기물을 처리 할 수 있는 시멘트 고화 방법을 일반적으로 사용하고 있으며, 방사성 폐기물 처분시설 인수 기준(압축 강도, 유리수, 침수 및 침출시험 등)을 만족해야 한다. 특히, 폐기물에 함유된 방사성 세슘이 유출 될 경우 범 국제적인 문제를 야기하므로, 고화체 인수 기준 중에서 침출시험이 가장 중요한 인자이다. 시멘트 고화 방법은 다른 고화 방법 보다 공정이 간단하며 비용이 적게 들지만, 침출 저항성이 낮다. 이에 본 연구는 시멘트 고화체 세슘 침출 저항성 증진을 위하여 기장 연구용 원자로(KJRR) 모사폐액과 대표적인 세슘 흡착제인 제올라이트와 황토를 혼합하여 기장로 모의폐액 시멘트를 제조하였다. 제올라이트와 황토가 시멘트 고화체와 결합되어 있는 것을 SEM-EDS를 통하여 정량적으로 확인하였다. 침출 시험은 ANS 16.1 방법에 의해 90일동안 진행하였다. 기장로 모의폐액 시멘트의 세슘(3000 ppm)을 첨가하여 90일간의 침출시험 후 침출수의 세슘 농도 분석 결과, 제올라이트와 황토가 포함된 모의폐액 시멘트는 제올라이트와 황토를 첨가하지 않은 대조군에 비해 최대 27.90%, 21.08%의 세슘 침출 저항성 정도를 나타내는 것을 확인하였다. 또한, 제올라이트와 황토가 포함된 기장로 모의폐액 시멘트는 인수 기준(압축강도, 유리수 유무, 침수 및 침출 지수)을 통과 하는 것을 확인하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제24권4호
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• pp.449-455
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• 2011

최근 가압중수형 원전 격납건물의 내압능력 및 비선형 거동에 관한 실증실험과 해석코드에 대한 검증을 위하여 인도의 BARC 주관으로 가압중수형 격납건물 1/4 축소모델을 건설하였고, 내압성능평가를 위한 국제공동연구가 수행되었다. 이 논문은 가압중수형 1/4 축소모델 격납건물에 대한 내압성능과 비선형 거동을 예측하기 위하여 유한요소해석을 수행하였고 그 결과를 도출하였다. 대상 격납건물은 기초매트와 원통형 벽체 및 돔으로 구성되어 있고, 수평 텐던의 정착을 위하여 4개의 부벽(buttress)을 가지고 있다. 유한요소해석을 위하여 ABAQUS를 이용하였고 콘크리트, 철근 및 텐던에 대한 유한요소 모델을 작성하여 극한내압해석을 수행하였다. 유한요소해석결과 콘크리트의 초기 균열은 $1.6P_d$(design pressure)에서 발생하였고, 철근의 항복은 $3.36P_d$ 그리고 극한내압능력은 $4.0P_d$ 수준으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권4호
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• pp.309-322
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• 2007

이 논문은 사용후핵연료 차세대관리공정(ACP)에 사용되는 주요부품에 대한 방사선영향에 대하여 다룬다. 평가대상 부품으로는 중요도가 높은 것들 중에서 선택하였는데, AC 서보모터, 포텐쇼미터, 열전대, 가속도계, CCD 카메라를 그 대상으로 하였다. AC 서보모터의 경우 ACP 핫셀 내 조작기에 여러개가 사용되고 있고, 공정장치의 일부에 사용되고 있다. 포텐쇼미터는 조작기 관절의 절대 각도를 측정하기 위해 사용된다. 열전대는 금속전환장치 등의 반응기 온도 측정을 위해 사용된다. 가속도계는 탈피복시 발생하는 이상을 사전에 감지하기 위한 용도로 탈피복장치에 부착되어 있고, CCD 카메라는 조작기와 함께 공정 휴지기간에 영상 In-situ 이상감시를 하기 위한 용도로 사용된다. 다양한 방사선 중 감마선은 전기, 전자 및 로봇 부품에 가장 치명적이라고 알려져 있으므로 본 연구에서는 Co-60선원을 사용하는 감마조사시설을 이용해 방사선 영향을 평가하였다. 방사선조사결과 CCD 카메라를 제외한 다른 부품들은 방사선에 매우 강인한 특성을 보였다. 누적조사선량에 대한 각 대상 부품의 고유한 특성변화 데이터를 얻었고, 대상 부품의 성능을 보장할 수 있는 기준인 손상분기점에 대한 평가 자료를 얻을 수 있었다

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제34권3호
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• pp.167-174
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• 2021

최근 국내 원자력발전소의 격납건물 벽체와 Containment Liner Plate(CLP) 사이에서 다양한 크기의 공극이 발견됨에 따라 원전 격납건물의 보수를 위해 내부 공극의 분포와 크기를 정밀하게 평가할 수 있는 진단기법의 개발이 요구되고 있다. 이에 따라 이 연구에서는 격납건물 벽체에서의 탄성파 전파거동을 계산하는 2차원 유한요소해석 기법을 제시한다. 격납건물 벽체를 기반으로 해석영역을 구성하고 경계면에서의 반사파를 제거하기 위해 수치적 파동흡수 경계층인 perfectly matched layer를 도입하였다. Galerkin 기반 혼합유한요소법을 이용해 2차원 유한영역에서 탄성파 파동방정식의 해를 구하여 충격하중에 대한 격납건물 벽체의 변위와 응력을 계산하였다. 제시한 수치적 기법을 이용하여 격납건물 콘크리트 벽체의 CLP 부착 유무와 공동의 위치 및 크기 변화에 따른 탄성파 전파거동을 살펴보았다. 이 연구의 결과는 원전 격납건물 내부의 공동을 진단하는 탄성파 전체파형 역해석 기법 개발에 활용될 수 있다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권11호
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• pp.1499-1506
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• 2011

초고온가스로로부터 생성된 $950^{\circ}C$ 정도의 초고온 열을 이용하여 수소를 경제적이며 또한 대량으로 생산하려는 원자력수소생산시스템에서 중간열교환기는 원자로에서 생산된 초고온 열을 수소생산 공장으로 전달하는 핵심 기기중의 하나이다. 한국원자력연구원에서는 초고온가스로에 사용될 핵심 기기에 대한 성능시험을 위해 소형가스루프를 구축하였고 중간열교환기의 유력한 형태로 고려되고 있는 인쇄기판형 열교환기의 소형 시제품을 제작하였다. 본 연구는 인쇄기판형 열교환기 소형 시제품을 소형가스루프에서 시험하기 전에 루프 시험조건하에서 인쇄기판형 열교환기 소형 시제품의 고온 구조건전성을 미리 평가하기 위한 작업의 일환으로 수행한 결과, 즉 고온 구조해석 모델링, 거시적 열 해석 및 구조 해석 결과 등을 정리한 것이다. 해석 결과는 인쇄기판형 열교환기 소형 시제품 성능시험결과외 비교하고 향후 제작될 중형 시제품 설계/제작에 반영할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제5권1호
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• pp.55-64
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• 1973

압축변형시킨 순천(0.007% 탄소포함)을 8$0^{\circ}C$이하에서 저온열처리(ageing)한 후, 열처리시간에 따라 증가하는 저항복점(lower yield point)의 변화를 압축시험으로 측정하여 그 strain ageing 효과를 조사했다. 본 실험에서 압축변형된 순철의 strain ageing 속도는 저항복응력의 증가가 그치고 중가의 60% 정도에 이를 때까지 열처리시간의 2/3승에 비례했으나, 이미 알려진 인장변형의 경우에서보다 느렸다. 이 60%의 증가는 순철을 6$0^{\circ}C$에서 약 5시간 열처리함으로써 얻었다. 압축변형된 순철의 strain ageing을 위한 활성화에너지는 열처리의 초기단계(6$0^{\circ}C$에서 약 30분)에서 21,500 cal/mole이었는데, 이것은 인장변형의 경우에서 알려진 것보다 대략 10%가 큰 값이다. 이 증가는 잔유응력에 의해 결정내에 형성되는 strain field로 설명되었다. 열처리공정의 둘깨단계(6$0^{\circ}C$에서 약 5시간까지 계속되는)에서는 그 활성화에너지가 다소 감소되는 경향이 있었다.