• 한국소음진동공학회논문집
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• 제24권2호
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• pp.79-86
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• 2014

이 논문에서는 비상디젤발전기의 구조물 및 내부 회전체에 대한 건전성 평가를 위한 해석적 방법을 제시한다. 비상발전기는 원자력발전소 안전과 관련된 매우 중요한 기기로써 지진과 같은 비상사태에 원전의 안전 정지를 위한 관련 기기에 비상 전원을 공급한다. 비상발전기의 회전기 부분 또한 지진과 같은 충격에도 안전성을 확보해야 한다. 비상발전기 본체에 대한 모달 해석을 하여 공진 주파수가 지진 주파수 영역에 있는지를 확인하여 응력 해석의 방법을 정했다. 회전체 부분의 안전성은 저널 베어링의 필름 두께와 임계 회전수를 계산하여 최소 유막 요구치와 운전속도와 비교하여 안전성을 판단하였다. 계산된 응력해석의 최대치는 허용치보다 작았으며, 저널 베어링의 유막과 회전수 또한 안전한 범위에 들었다. 이 논문에서는 저널 베어링의 안전해석에 지진하중을 정적 하중으로 보았으나 향후 연구에 있어서는 지진하중의 동적 특성을 회전체에 적응하는 새로운 해석적 방법의 개발이 필요할 것으로 사료된다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권6호
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• pp.655-662
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• 2014

본 논문에서는 상온과 원전 설계온도에서 증기발생기 전열관의 축방향과 원주방향 응력-변형률 거동과 인장물성치를 파악하기 위해서, 튜브 시편과 링 시편을 이용하여 상온과 $343^{\circ}C$에서 Alloy 690TT 전열관에 대한 인장시험을 수행하였다. 축방향 인장시험 결과 상온과 $343^{\circ}C$에서 모두 항복점 현상이 관찰되었으며, $343^{\circ}C$에서는 Serration이 관찰되었다. 축방향과 원주방향 모두 상온에 비해 $343^{\circ}C$에서 강도는 감소하였으나 연신율은 거의 변화가 없었다. $343^{\circ}C$에서 가공경화율은 상온에 비해 약간 감소하였으나, 가공경화 거동의 변화는 없었다. 시험 온도에 관계없이 축방향에 비해 원주방향의 항복강도와 인장강도가 약 5 10% 정도 낮았다. 시편 방향에 관계없이 상온 대비 $343^{\circ}C$에서 Alloy 690TT 전열관의 항복강도와 인장강도 감소는 ASME Sec.II의 온도 보정계수에 의해 예측된 것보다 큰 것으로 확인되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권3호
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• pp.201-209
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• 2016

후쿠시마 원전사고 이후 광역의 방사성 오염부지가 발생되었으며, 이에 대한 제염작업으로 인하여 다량의 제염폐기물이 발생하였다. 일본에서는 이를 보관하기 위하여 각 지역에 임시저장시설이 운영되고 있으며, 이들 시설들은 피난지시해제가 이루어진 지역의 일반인에 대하여 방사선학적 영향을 미칠 것으로 판단된다. 본 연구에서는 임시저장시설 인근에 거주하는 일반인의 방사선학적 안전성 확보를 위하여 임시저장시설 특성에 따른 거리별 공간 방사선량률 및 선량제한치를 만족하는 임시저장시설로부터의 이격거리를 평가하였다. 이를 위해 임시저장시설의 형태 및 크기, 복토 두께 등을 고려하였으며, MCNPX를 이용하여 방사선량률을 평가하였다. 복토에 의한 차폐효과는 두께가 10 cm일 때 68.9%, 30 cm일 때 96.9%, 50 cm 일 때 99.7%로 나타났다. 임시저장시설 형태에 따른 공간 방사선량률은 지상 보관형일 때 가장 높게 나타났으며, 이어서 반지하 보관형, 지하 보관형일 순으로 나타났다. 임시저장시설 크기에 따른 공간 방사선량률은 $5{\times}5{\times}2m$ 시설을 제외한 시설에 대하여 유사하게 나타났다. 이는 임시저장시설 내 적재된 제염폐기물에 의하여 자기차폐가 이루어지기 때문이다. 최종적으로 크기가 $50{\times}50{\times}2m$이고, 복토가 없는 임시저장시설의 경우, 지상 보관형의 평가된 이격거리는 14 m(최소농도), 33 m(최빈농도), 57 m(최대농도)이며, 반지하 보관형의 이격거리는 9 m(최소농도), 24 m(최빈농도), 45 m(최대농도), 지하보관형의 이격거리는 6 m(최소농도), 16 m(최빈농도), 31 m(최대농도)로 나타났다.

• Ocean and Polar Research
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• 제28권4호
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• pp.385-393
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• 2006

Screening performance of the existing intake screens (drum and travelling screen) on mass impingement of marine animals, a euphausiid, Euphausia pacifica and a scyphozoan medusae, Aurelia aurita that have often clogged intake screens of the Uljin Nuclear Power Plant, was tested. The maximum tolerable densities of marine animals in the inflowing seawater upon the screen were estimated with two different approaches. First the maximum density of jellyfish was calculated from (1) passing amount of seawater per unit time through the screens and (2) the covered area of animals on the screens clogged. The maximum density of krill tolerable in the drum screen was cited from a simulated record of Uljin NPP, then those in the travelling screens were also calculated using the data of drum screen and ratio of seawater amount passing through the screens under the condition of 0.5m water column (W.C.) of the differential pressure (AP) produced by screens, an established permissible limit of ${\Delta}P$. Secondly, the screening performances were also tested by hydrodynamic measurements with various screen models in a circulating water channel equipped with a speed-controlling pump and a differential pressure gauge. From the first approach, the maximum tolerable densities of drum and travelling screen were calculated as 2.0 and $1.5ind/m^3$ for the Jellyfish and 900 and $680ind./m^3$ for the euphausiid, respectively. These densities estimated from the second approach were 2.1 and $0.8ind/m^3$ for the jellyfish and 1059 and $504ind/m^3$ for the euphausiid, respectively. These estimates were compared with the data from historic clogging events to evaluate the practical performance of these intake screens. The comparisons suggest a newly improved intake-screen of which performance should be at least seven times (approximately) better than the existing ones ior the krill and 3.2 times for the jellyfish, respectively, for preventing mass impingement, and for maintaining the condition of the differential pressure between the screens below 0.3 m W.C.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권3호
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• pp.199-212
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• 2007

IP-2형 운반용기는 정상운반조건에서의 자유낙하시험 및 적층시험을 수행한 후에 운반내용물의 분산 및 유실이 없어야 하며 외부표면에서의 방사선량률이 20%이상 증가할 수 있는 차폐능력의 상실이 없어야 한다. 본 연구에서는 두꺼운 철판을 구조재로 사용하며 볼트체결방식의 뚜껑을 가진 IP-2형 운반용기에 대한 구조 안전성을 평가하기 위한 해석적인 방안을 제안하였다. 해석적인 방법을 통하여 원자력발전소에서 발생된 방사성폐기물 드럼을 폐기물 처리시설에서 임시저장고까지 운반하기 위한 두 종류의 IP-2형 방사성폐기물 운반용기에 대하여 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실과 차폐손실이 없음을 확인하였다. 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실을 평가하기 위하여 최대 볼트단면 평균응력값과 최대 뚜껑열림량을 볼트의 인장강도와 뚜껑부에 존재하는 단차와 비교 평가하였다. 또한 최대 차폐두께 감소량을 이용하여 차폐손실을 평가하였다. 자유낙하조건에 대한 동적충돌해석을 검증하고 구조 안전성을 시험적으로 평가하기 위하여 자유낙하시험을 다양한 방향으로 실시하였다. 자유낙하시험에서는 운반내용물의 분산 및 유실은 볼트체결방식의 뚜껑에서 볼트의 파손 및 플랜지의 변형 등을 검사하여 평가하였으며, 차폐손실은 초음파 두께 측정기를 이용한 차폐두께를 측정하여 평가하였다. 해석에 대한 검증을 위하여 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 동일한 위치에서 얻어진 해석결과와 비교하였다. 해석결과는 시험결과에 비하여 보수적인 결과를 보여주므로 해석에서 입증한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기의 안전성은 보수적인 결과이다. 마지막으로 유한요소해석을 통하여 적층조건에 대한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기는 안전함을 입증하였다.

• 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.