• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 춘계학술논문요약집
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• pp.317-318
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• 2017

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 추계학술논문요약집
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• pp.275-276
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• 2018

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.320.2-320
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• 2002

• 소프트웨어공학소사이어티 논문지
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• 제25권1호
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• pp.11-18
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• 2012

원자력 시설 해체 사업은 해체 시 방사성 물질이 발생하기 때문에 시설 해체에 있어서 일반적인 해체 공법을 사용하기 어렵다. 그렇기 때문에 원자력 시설의 해체 계획을 수립하는데 해체 대상시설의 성격을 조사하고 파악하는 것이 매우 중요하며 해체 대상 원자력 시설의 특성 자료 조사는 해체 폐기물의 양을 예측하고 해체 사업의 비용 산정에 크게 활용이 된다. 한국원자력연구원에서는 이를 목적으로 해체사업 대상 시설의 특성자료를 관리하는 시스템 DEFACS(Decommissioning Facility Characterization DB System)을 개발하였다. 그러나 원자력 시설 해체에는 시간이 오래 걸리기 때문에 부득이하게 해체 사업 중에 시스템을 개발하였고 이는 지속적인 요구사항의 변경이 발생하는 원인이 되었다. 이러한 이유로 개발에 있어서 일반적인 개발 프로세스를 적용키 어려웠던 바, 본 논문에서는 개발 중 요구사항 변경에 대한 효율적인 대응을 하기 위하여 기존의 CBD(Compoenent Based Development) 프로세스를 CD(Component Development)와 CBSD(Component Based Software Development)로 구분하여 변경사항에 대한 핸들링을 하나의 컴포넌트로 다루고 컴포넌트 별로 CBD를 재적용하여 재귀적으로 프로세스를 핸들링한다. 이로써 컴포넌트 변경에 대한 전체 시스템의 변경점을 최소화하고 컴포넌트와 프로세스의 독립성을 강화함으로써 요구사항 변경으로 인한 프로세스의 중지를 최소화 하였다.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제14권1호
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• pp.63-71
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• 2018

This paper discusses decommissioning procedure requirements management using requirement engineering to systematically manage the technical requirements and criteria that are required in decontamination and decommissioning activities, and the regulatory requirements that should be complied with in a decommissioning strategy for research reactors and nuclear power plants. A schema was designed to establish the traceability and change management related to the linkage between the regulatory requirements and technical criteria after classifying the procedures into four groups during the full life-cycle of the decommissioning. The results confirmed that the designed schema was successfully traced in accordance with the regulatory requirements and technical criteria required by various fields in terms of decontamination and decommissioning activities. In addition, the changes before and after the revision of the Nuclear Safety Act were also determined. The dismantling procedure requirement management system secured through this study is expected to be a useful tool in the integrated management of radioactive waste, as well as in the dismantling of research reactor and nuclear facilities.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권1호
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• pp.160-166
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• 2024

The inversion of radiation field distribution is of great significance in the decommissioning sites of nuclear facilities. However, the radiation fields often contain multiple mixtures of radionuclides, making the inversion extremely difficult and posing a huge challenge. Many radiation field reconstruction methods, such as Kriging algorithm and neural network, can not solve this problem perfectly. To address this issue, this paper proposes an optimized inverse distance weighted (IDW) interpolation algorithm for reconstructing the gamma radiation field. The algorithm corrects the difference between the experimental and simulated scenarios, and the data is preprocessed with normalization to improve accuracy. The experiment involves setting up gamma radiation fields of three Co-60 radioactive sources and verifying them by using the optimized IDW algorithm. The results show that the mean absolute percentage error (MAPE) of the reconstruction result obtained by using the optimized IDW algorithm is 16.0%, which is significantly better than the results obtained by using the Kriging method. Importantly, the optimized IDW algorithm is suitable for radiation scenarios with multiple radioactive sources, providing an effective method for obtaining radiation field distribution in nuclear facility decommissioning engineering.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권2호
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• pp.493-500
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• 2022

The objective of this study was to derive derived concentration guideline levels (DCGLs) reflecting the site-specific characteristics of KRR-1&2. A total of 7 nuclides (H-3, C-14, Co-60, Sr-90, Cs-137, Eu-152, and Eu-154) were selected for DCGLs derivation. Radiation dose at the sites was evaluated with RESRAD-ONSITE program. The dose contribution due to direct external exposure was the highest during the entire evaluation period. Ingestion had the second effect. The DCGLs of Co-60 was derived to be 0.051 Bq/g, and DCGLs of Cs-137 was 0.193 Bq/g. The DCGLs of H-3 showed the highest value of 129 Bq/g. The ratio of DCGLs derived by applying site-specific values and default values ranged from 0.27 to 19.6. For six nuclides excluding H-3, KRR-1&2 sites and the overseas NPP sites showed similar DCGLs. H-3 showed large differences in DCGLs from this study and overseas NPPs. The large difference resulted from input parameter values applied to the sites. In conclusion, it is critical to apply site-specific parameter values reflecting the site characteristics to derive DCGLs for decommissioned site clearance. The result of this study can be used as a reference for nuclide selection and DCGLs derivation reflecting the site characteristics when decommissioning nuclear facilities, including nuclear power plants in Korea.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권2호
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• pp.87-96
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• 2012

원자력시설 유지보수 및 해체시 다관절 매니퓰레이터 이상동작에 대한 작업자의 반응특성과 안전속도 수준을 다루고 있다. 매니퓰레이터 팔의 속도, 오류 가능성, 오류 형태와 같은 여러 가지 작업 조건에 따라 작업자의 반응시간, 고장 경보(false alarm), 실패(miss) 횟수 등에 대한 작업자의 반응 특성을 분석하였다. 매니퓰레이터 팔의 속도와 이상동작 형태는 반응시간에 영향을 주지만, 이상동작 가능성에 영향을 미치지 않았고, 두 요인 이상의 교호작용은 대체로 영향이 없었다. 매니퓰레이터 팔의 속도변화에 따른 반응시간 특성은 이상동작 형태에 따라 다르지만 대체로 약간 증가하는 추세를 보였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권3호
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• pp.279-287
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• 2021

For application in nuclear decommissioning, underwater laser cutting studies were conducted on thick stainless-steel plates for various cutting directions using a 6 kW fiber laser. For cutting along the horizontal direction with horizontal laser irradiation, the maximum cutting speed was 110 mm·min^-1 for a 48 mm thick stainless-steel plate. For cutting along the vertical direction with horizontal laser irradiation, a maximum speed of 120 mm·min^-1 was obtained for the same thickness, which confirmed that the cutting performance was similar but slightly better. Moreover, when cutting with vertically downward laser irradiation, the maximum cutting speed was 120 mm·min^-1 for a plate of the same thickness. Thus, the cutting performance for vertical irradiation was nearly identical to that for horizontal irradiation. In conclusion, it was possible to cut thick stainless-steel plates regardless of the laser irradiation and cutting directions, although the assist gas rose up due to buoyancy. These observations are expected to benefit laser cutting procedures during the actual dismantling of nuclear facilities.

• 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.