• 한국지반공학회:학술대회논문집
• /
• 한국지반공학회 2000년도 가을 학술발표회 논문집
• /
• pp.705-712
• /
• 2000

The fluid generally flows through fractures in crystalline rocks where most of underground storage facilities are constructed because of their low hydraulic conductivities. The fractured rock is better to be conceptualized with a discrete fracture concept, rather continuum approach. In the aspect of fluid flow in underground, the simultaneous flow of groundwater and gas should be considered in the cases of generation and leakage of gas in nuclear waste disposal facilities, air sparging process and soil vapor extraction for eliminating contaminants in soil or rock pore, and pneumatic fracturing for the improvement of permeability of rock mass. For the purpose of appropriate analysis of groundwater-gas flow, this study presents an unsteady-state multi-phase FEM fracture network simulator. Numerical simulation has been also conducted to investigate the hydraulic head distribution and air tightness around Ulsan LPG storage cavern. The recorded hydraulic head at the observation well Y was -5 to -10 m. From the results obtained by the developed model, it shows that the discrete fracture model yielded hydraulic head of -10 m, whereas great discrepancy with the field data was observed in the case of equivalent continuum modeling. The air tightness of individual fractures around cavern was examined according to two different operating pressures and as a result, only several numbers of fractures neighboring the cavern did not satisfy the criteria of air tightness at 882 kPa of cavern pressure. In the meantime, when operating pressure is 710.5 kPa, the most areas did not satisfy air tightness criteria. Finally, in the case of gas leaking from cavern to the surrounding rocks, the resulted hydraulic head and flowing pattern was changed and, therefore, gas was leaked out from the cavern ceiling and groundwater was flowed into the cavern through the walls.

• 한국전산구조공학회:학술대회논문집
• /
• 한국전산구조공학회 2004년도 가을 학술발표회 논문집
• /
• pp.245-253
• /
• 2004

There has been recent demand for extending the life of age-degraded structures and equipment by such techniques as diagnosis, maintenance, safety assessment, and estimating residual life on iron-making plants and hydraulic, thermal, and nuclear power plants. These techniques take into account comprehensive scenarios that may cause malfunction and structural damage and allow an assessment of risk based on the likely scenarios. In particular the safety assessment and residual life estimation of age-degraded ships and equipment facilities require consideration of various factors such as mechanical and thermal stresses, corrosion, hardness, load variation due to changes of operating condition, crack generation and strength reduction of material by fatigue. In this study, a detail thermal stress analysis, one of useful techniques of safety assessment and maintenance, is performed on a blast furnace by using general FEM code (MSC/NASTRAN).

• 드라이브 ㆍ 컨트롤
• /
• 제9권2호
• /
• pp.8-14
• /
• 2012

Electro-hydraulic spring return actuator(ESRA) is utilized for air conditioning facilities in a nuclear power plant. It features self-contained, hydraulic power that is integrally coupled to a single acting hydraulic cylinder and provides efficient and precise linear control of valves as well as return of the actuator to the de-energized position upon loss of power. In this paper, the algebraic equations of ESRA at steady-state have been developed for the analysis of static characteristics that includes control pressure and valve displacement of pressure reducing valve, flow force on flapper as well as its displacement over the entire operating range. Also, the effect of external load on piston deviation is investigated in terms of linear system analysis. The results of static characteristics show the unique feature of force balance mechanism and can be applied to the stable self-controlled mechanical system design of ESAR.

• 한국실내디자인학회:학술대회논문집
• /
• 한국실내디자인학회 2005년도 춘계학술발표대회 논문집
• /
• pp.187-190
• /
• 2005

As the population of the elderly has increased and the nuclear family has become popular, the demands of long-term care services for the elderly have arisen. However, a lot of patients, who need long-term care services, are in general hospitals because existing facilities for the elderly are not sufficient in terms of both quality and quantity. In this study, it is considered a good alternative to set geriatric wards, offering long-term care services for the elderly, in general hospitals. This study shows an analysis of geriatric wards in general hospitals, especially, based on the case of N hospital, and suggests the spacial elements of geriatric wards, which is different from other wards in the aspects of space program and operating system.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제38권1호
• /
• pp.1-9
• /
• 2013

교육훈련은 안전문화를 증진하고, 방사선작업종사자의 방사선방호 역량을 강화하는 주요한 수단이다. 기존의 단기 원자력 국제교육은 고위급 대상의 강의실 교육을 중심으로 수행되고 있으나, 이제 원전을 수출하는 기술공여국으로서 우리의 위상은 개도국으로부터 자국의 실무 전문가 양성을 위한 지원을 요청받고 있다. 본 연구는 국내의 우수한 방사선 시설과 교육훈련 인프라를 활용하여 실습과 현장방문을 강화한 국제 방사선방호 실무 전문가 양성 과정을 개발하고, 평가 및 피드백 절차를 완성하여 운영한 결과를 요약한다. 교육과정의 개발 및 운영 과정에서는 SAT 방법론을 도입함으로써 교수-학습 효과를 극대화하고, 교수목적, 방법, 평가의 일관성을 유지하고자 하였다. 교육과정의 개시전 또는 종료 후에 수행된 비교평가와 최종평가에서 평균 점수가 약 2점 상승하고, 설문조사에서는 대부분의 항목에서 4.0 이상의 높은 만족도를 나타내었다. 이는 본 교육과정에 적용된 교수학습 방법이 효과적이었음을 시사한다. 이러한 교수학습 방법론은 국제교육에서 실무 전문가 양성을 위한 맞춤형 교육과정을 개발하고, 이론중심에서 현장 실무중심으로 국제교육의 패러다임을 전환하는 단초가 될 것이다.

• 한국기계가공학회지
• /
• 제21권1호
• /
• pp.22-27
• /
• 2022

In accordance with the growing trend of decommissioning nuclear facilities, research on the cutting process is actively proceeding worldwide. In general, a thermal cutting process, such as plasma cutting is applied to decommissioning a nuclear reactor pressure vessel (RPV). Plasma cutting has the advantage of removing the radioactive materials and being able to cut thick materials. However, when operating under water, the molten metal remains in the cut plane and re-solidifies. Hence, cutting is not entirely accomplished. For these environmental reasons, it is difficult to cut thick metal. The contact arc metal cutting (CAMC) process can be used to cut thick metal under water. CAMC is a process that cuts metal using a plate-shaped electrode based on a high-current arc plasma heat source. During the cutting process, high-pressure water is sprayed from the electrode to remove the molten metal, known as rinsing. As the CAMC is conducted without using a shielding gas, such as Argon, the electrode is consumed during the process. In this study, CAMC is introduced as a method for dismantling nuclear vessels and the relationship between the metal removal and electrode consumption is investigated according to the cutting conditions.

• 대한토목학회논문집
• /
• 제42권6호
• /
• pp.775-786
• /
• 2022

원자력발전소 구조물을 포함하여 플랜트 구조물에서는 사용 중 설비보강을 위하여 벽체 및 슬래브에 관통부를 신설하는 경우가 빈번히 발생하고 있으며, 관통부 설치작업 중에 철근이 절단되는 사례가 일부 발생하고 있다. 이 관통부들은 설계 또는 건설 단계에서 고려된 것이 아니므로 설치 중 발생한 철근의 절단은 사실상 구조물의 손상이기 때문에, 관통부 주변 응력 전이범위 또는 유효폭을 고려한 구조물의 건전성 평가가 필요하다. 본 연구에서는 가동중인 원자력발전소 벽식 건물의 전단벽에 관통부를 신설할 경우에 발생하는 철근 절단의 영향을 평가하기 위하여 다양한 비선형 해석과 정적 가력 실험을 수행하였다. 그리고 관통부 신설과 철근의 절단으로 인한 벽체의 강성저하와 관통부 주변 철근의 응력 및 변형률 분포를 평가하였다.

• 한국화재소방학회논문지
• /
• 제34권3호
• /
• pp.134-140
• /
• 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.

• 한국전자통신학회논문지
• /
• 제7권2호
• /
• pp.279-285
• /
• 2012

전력, 수력, 원자력, 석유 등 국가에서 관리하는 중요핵심기반시설들은 대부분 SCADA(Supervisiory Control And Data Acquisition)시스템의 폐쇄망 형태로 운영되고 있다. 이러한 시스템들은 개방형 프로토콜 및 상용 운영체제 사용 등으로 인해 점차 IT에 대한 의존성이 증가되는 추세이다. 이러한 주요 시설들이 사이버 테러 및 해킹, 바이러스 등에 의해 원격 조작 및 통제되는 경우 심각한 위험에 빠질 수 있다. 본 논문에서는 주요기반시설 시스템에 대한 위협 및 취약성을 최소화하는 방법을 제시하고, 공격패턴이 알려지지 않은 Zero-Day Attack을 탐지하는 Virtual Honeynet의 시스템 구성과 공격 탐지 알고리즘, 탐지 사례 등에 대해 알아보고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제13권1호
• /
• pp.45-53
• /
• 2015

1978년 고리 1호기의 상업 운전을 시작으로 현재 우리나라에서는 총 23기의 원전이 운영 중에 있다. 운영 중인 원전으로부터 방사성폐기물이 계속 발생되고 누적되어 갈 것이다. 또한 원전의 수명 연장과 신규 원전의 추가 건설 이외에도 제염해체 연구시설 등 각종 원자력 시설에서 발생하는 방사성폐기물은 꾸준히 증가하고 있다. 우리나라는 최근 IAEA에서 권고하는 신 분류기준을 적용한 신분류기준에 대해 원자력안전위원회 고시를 개정하였다. 중·저준위폐기물을 IAEA 신 분류기준을 적용하여 세분화한다면, 약 98%를 차지하는 저준위 및 극저준위 방사성폐기물과 규제면제폐기물을 효과적으로 처분 할 수 있게 된다. 본 논문에서는 신 분류기준을 적용한 해외 적용 사례와 처분 방안 현황을 분석하여 국내에 적용 가능한 최적의 합리적인 적용 방안 및 해체 방사성폐기물량을 산정해 보고자 한다.