• 에너지공학
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• 제29권1호
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• pp.63-74
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• 2020

영구정지 후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체 과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생할 것으로 예상되고 있다. 이 중 가장 많은 발생량을 차지할 것으로 예상되는 콘크리트 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 처분 현황 및 법적 제한사항등을 분석하여 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 콘크리트 방사성폐기물은 다양한 준위의 폐기물들이며, 이 중 규제해제 준위에 해당되어 자체처분이 가능한 폐기물은 바이오실드 콘크리트이다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분이 가능한 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD 코드 프로그램을 이용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인별 피폭선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과 값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었다. 이러한 자체처분 안전성 평가 결과를 바탕으로 규제해제 대상으로서 자체처분 가능한 바이오실드 콘크리트 폐기물에 대한 적절한 처분방법을 제시하였다.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제17권1호
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• pp.65-75
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• 2021

When the decommissioning of South Korea nuclear power plants is promoted in earnest with the permanent shutdown of Kori Unit 1 in 2017, a large amount of various types of radioactive waste will be generated. For minimal generation and safe management of decommissioning waste, the waste should be made by appropriate classification of the dismantling waste characteristics in accordance with physical, chemical and radiological characteristics to meet the acceptance criteria of disposal facilities. Replacing the preliminary inspection at the site for the compliance of the waste acceptance criteria (WAC) of medium and low-level radioactive waste with the generator's own radioactive waste certification program (WCP), from the perspective of disposal, the optimization of waste management at the national level contributes to the efficient availability of disposal, such as the processing of non-conforming radioactive wastes at the site. To this end, it is important to evaluate radioactivity in each system and area such as nuclear reactors before decommissioning is carried out in earnest, and the prior removal of harmful wastes is important. From waste collection to waste disposal, decommissioning waste should be managed at each stage in consideration of the acceptance criteria of disposal facilities to minimize the generation of non-conforming waste.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권2호
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• pp.163-169
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• 2015

국내 원자력발전소에서는 사용후핵연료 저장용량의 확대를 위해 사용후핵연료저장조에 조밀저장대를 설치하고 있지만 한빛원전은 2024년에 포화가 예상된다. 또한 10개의 원자력발전소가 2029년까지 설계수명에 도달하게 된다. 하지만 원전운영과 해체를 위한 국내 사용후핵연료 관리정책은 아직 결정되지 않은 상황이다. 미국의 경우 원전해체시 사용후핵연료를 중간 저장시설 또는 영구처분장으로 이송하기 전까지 임시적으로 독립된 사용후연료저장조(이하 'SFPI') 방식을 운영하는 사례가 있다. SFPI는 원전해체시 운전정지 후 사용후핵연료를 저장하는데 있어서 방사선 노출 저감, 운영비용 절감, 안전성 보강 등의 효과를 기대할 수 있다. 따라서 이 논문에서는 미국의 SFPI 운영경험, 시스템, 적용규정 등에 대한 사례연구를 수행하였다. 결론적으로 SFPI 국내 적용을 위해서는 사용후핵연료저장 계통의 설계변경 범위 및 예상 소요비용 확정, 원전 해체계획에 설비개선 계획 반영제출, 주기적안전성평가(PSR) 방법 등을 활용한 안전성 평가(운영기간 10 년), 설계변경을 위한 운영 변경허가 신청, 규제기관 심사 및 허가 취득, 설계변경 수행, 규제기관의 확인점검, SFPI 운영을 위한 교육 및 시운전, SFPI 운영 및 정기검사, SFPI 해체 등의 절차가 필요하다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제19권3호
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• pp.69-74
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• 2018

산업현장에서 사용되는 대형 모터는 전기자권선의 절연내력 저하 및 과열문제 등으로 인하여 정지사고의 위험이 높고 산업재해의 규모가 크므로 넓은 장소의 확보가 필요하다. 따라서 기존 모터에 비해 소형, 경량이면서 절연내력이 뛰어난 대용량 모터가 요구되어지고 있으며 이에 대한 연구가 활발히 진행되어지고 있다. 초전도 모터는 기존의 발전기나 모터와 같은 회전기의 계자코일을 초전도 화하여 계자의 발생을 크게 증가시킴으로서, 기기의 효율과 출력을 높이고, 소형화 및 경량화, 안정도 향상 등의 장점을 가지고 있으므로 초전도 선재의 성능을 발휘할 수 있도록 선제의 임계온도 이하로 낮추어줄 수 있는 냉각시스템의 설계 및 해석기술이 매우 중요하다. 따라서 본 연구에서는 100HP 고온초전도 동기모터의 개념설계를 통한 계자손실 해석과 냉각시스템의 저온 열전달 해석을 수행하였다. 계자손실 해석 결과, 고온초전도 선재를 사용하게 되면 균일한 공극자속밀도가 나타남을 확인하였다. 그리고 가스네온 및 액체네온에 대한 저온 열전달 해석 결과, 고온초전도 선재의 저온 안정성을 유지하기 위해서는 액체네온 1kg/min의 유량의 사용이 적합함을 확인하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제14권2호
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• pp.122-131
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• 1994

일반적으로 회전기기의 저어널 베어링 부분은 윤활유 공급의 부족이나 윤활층에 이물질이 혼입되면 시스템의 고장이나 가동중단 등의 원인이 되기도 한다. 따라서 베어링 손상에 기인하는 사고와 관련된 안전운전 문제와 유지비용의 절감을 위해 여러가지 파괴 및 비파괴시험법들이 사용되어 왔다. 본 연구에서는 저어널 베어링에서 가장 발생하기 쉬운 윤활층에의 이물질 혼입에 의해 야기되는 베어링 파손의 조기검출을 위해 음향방출 기술을 적용하였으며, 전보의 연구에 이어 좀더 정량적이고 체계적인 실험을 수행하였다. 실험실용으로 직접 제작한 모의 베어링 시스템을 이용하여 여러 형태의 인위적인 이물질 혼입 상태를 만들어 실험하였으며 베어링 손상 및 결함 형태의 해석을 위해 AE rms level, 파형분석, AE 변수 등의 여러 파라메터를 사용하여 분석 고찰하였다. 그 결과 AE rms level의 변화가 이물질 혼입의 영향에 민감함을 보여주었으며 AE 변수 등 다른 정보들로부터 손상 원인별로 신호형태를 확인할 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.437-445
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• 2019

고리1호기의 영구정지 이후 해체공정에 대해 관심이 집중되고 있다. 방사선관리구역 내부 방사화구조물의 해체는 2026년 이후 본격적으로 진행될 예정이다. 원자로와 내부구조물은 원자력발전소의 구조물 중 가장 높은 수준의 방사능을 갖고 있으며 1차측의 대표적인 중량물로, 절단해체 과정에서 방사선학적 측면과 산업안전 측면에서 주의가 요구된다. 효율적인 해체 폐기물 관리를 달성하기 위해 원자로와 내부구조물의 절단해체공정에 대한 연구가 수행되었다. 방사화 평가결과 내부구조물의 노심 측면부와 상/하부의 일부는 중준위 폐기물로 평가되었고 이외의 구성품은 저준위로 평가되었다. 상대적으로 방사화가 많이 되고 복잡한 형상을 갖는 내부구조물의 경우 작업자의 피폭을 저감하기 위해 수중에서 다양한 절단방법을 통해 원격절단하는 방안이 제안되었고, 절단물은 약 19개의 극저준위/저준위 포장용기와 9개의 중준위 포장용기에 적재될 것으로 예상되었다. 방사화 평가결과 원자로의 노심 측면부는 저준위 폐기물로 평가되었고 이외의 부분은 극저준위 또는 자체처분수준의 폐기물로 확인되었다. 상대적으로 방사화가 적게 된 원자로의 경우 열적절단 방법을 사용해 현재위치에서 인양하며 공기중에서 원격절단하는 방안이 제안되었고, 절단물은 약 42개의 극저준위/저준위 포장용기에 적재될 것으로 예상되었다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제19권4호
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• pp.674-682
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• 2018

노후된 철근콘크리트 항만 구조물을 보수보강하기 위한 기존의 공법 대부분은 염기침투와 균열발생을 막기 위한 목적으로 개발되었으며 슬래브나 보 하부를 섬유복합체나 섬유복합체 패널로 벽지 바르듯 빈틈없이 접착시키는 공정으로 이루어져 있다. 하지만 이런 공법들은 섬유제품의 밀폐성 때문에 항만구조물 상부에서 유입되는 빗물 등의 수분을 외부로 배출시키지 못한다. 배출되지 않은 물은 보수보강 부위를 물통역할을 하게 되어 슬래브나 보의 피복콘크리트 전체를 탈락시키는 문제를 발생케 한다. 이에 본 연구진은 선행연구에서 콘크리트 구조물 내부로 유입된 수분을 배출하는 물배출 앵커 및 트랩볼트를 개발하였다. 하지만 앵커볼트의 매입부분의 수분은 배출되지 않아 잔류수분 문제가 발생하였다. 본 연구에서는 이런 잔류수분 문제를 해결하기 위해 기 개발된 물배출 앵커 및 트랩볼트 측면에 홀을 추가로 천공하는 여러 대안을 제시하였다. 또한 보수보강 현장에서 물배출 앵커를 적용할 경우 앵커의 설계하중 적용을 위해 인장강도시험, 인발강도시험을 수행하였고, 배수성능시험을 통해 최적의 성능개선 형 물배출 앵커 및 트랩볼트를 개발하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.645-660
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• 1995

표준원전을 대상으로하여 저수위 운전시의 잔열제거제통상실사고를 RELAP5/MOD3 및 RELAP5/MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석하였다. 증기발생기가 이용가능할 때 원자로냉각재계통에 배기 경로가 없는 경우와 배기경로가 있는 경우에 대하여 분석을 수행하였다. 배기경로가 없는 경우에 대해 RELAP5 /MOD3 전산프로그램과 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램으로 비교 분석을 수행하였다. 분석 결과 두 전산프로그램의 계산결과는 정성적인 면 뿐 아니라 정량적 인면도 비교적 잘 일치하였다. 그러나 계산결과로부터 RELAP5 /MOD3의 경우에는 벽 열전달모델의 결함이 발견되어 배기경로가 있는 경우에 대해서는 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로정지후 하루가 지났을때 배기경로가 없는 경우에는 두개의 증기발생기로도 잔열이 충분히 제거되지 않아 원자로계통의 압력이 지속적으로 증가하여 사고개시 후4,000초 정도에 원자로계통의 임시밀봉재의 설계압력인 0.24MPa에 도달하였다. 가압기 안전밸브 용량의 세배정도 크기의 배기경로가 있는 경우에는 10,000 초가 지나도 원자로냉자재계통의 압력이 0.24 MPa에 도달하지 않았으며 노심노출이 초래되지 않았다. 분석결과의 상세한 검토를 통해서 저수위 운전시 잔열제거능력 상실사고가 발생하였을 경우 REL-AP5/MOD3.1을 이용한 사고해석 방법론의 타당성을 제안하였으며 또한 적절한 배기용량을 산정하기 위한 자료를 제공하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권4호
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• pp.441-454
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• 2018

2017년 고리 1 호기 영구정지를 계기로 국내 원자력발전소의 해체가 점차 가시화되고 있다. 앞으로 원전 해체가 본격적으로 추진될 경우 원전 1기 당 약 16만 t의 콘크리트 폐기물이 발생될 것으로 예측되었으며, 이들 콘크리트 폐기물은 대부분 오염준위가 매우 낮아 자체처분 대상으로 고려될 수 있다. 따라서, 국내 자체처분 폐기물(원자력안전위원회 고시 2017-65호에 따른 자체처분 허용농도 또는 자체처분 허용선량을 만족하는 폐기물)에 대한 현행 규제체계가 대량의 콘크리트 폐기물에 대한 무제한적 자체처분에 대해서도 유효성을 유지할 수 있는지를 사전에 확인할 필요가 있다. 이와 관련, 국내 자체처분 규정 개발 시 참조기준인 IAEA SRS No. 44를 심층분석하고, 국내 산업계 현황을 반영한 입력값과 계산식을 이용하여 4가지 자체처분 시나리오에 대한 예상 피폭방사선량을 평가하였다. 그 결과, 재활용 시나리오에 대한 예상선량은 대부분 정상 시나리오에 대한 자체처분 선량 기준(즉, $0.01mSv{\cdot}y^{-1}$)보다 낮은 것으로 평가되었으나, 성토 후 거주 시나리오의 경우 보수적인 가정을 적용하면 자체처분 선량 기준을 초과할 가능성도 배제할 수 없는 것으로 나타났다. 따라서, 대량의 해체 콘크리트 폐기물의 안전하고 지속가능한 자체처분을 위해서는 폐기물 처리업체 다변화, 성토 시나리오에 대한 보다 구체적인 평가, 성토를 통한 자체처분에 대한 부분적 제한조건 설정 등을 고려할 수 있다.

• 한국소프트웨어감정평가학회 논문지
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• 제15권2호
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• pp.111-119
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• 2019

존 스마트그리드 기기 인증 체계는 DCU와 검침 FEP 및 MDMS에 집중되어 있으며 스마트미터에 대한 인증체계는 확립되지 않은 상황이다. 현재 몇몇 암호칩이 개발되었지만, 낮은 강도의 단순 암호화 수준에 머물러 있어 PKI 인증체계를 완성하기에는 어려움이 있다. 스마트그리드는 기존 전력망과 달리 개방형 양방향 통신을 기반으로 함에 따라 정보보안 취약성이 높아지면서 사고 위험 증가하고 있다. 하지만 스마트미터에는 PKI가 적용되기 어려워, 조작한 패킷을 보내 운영시스템에 거짓 정보 전송으로 시스템 정지 등의 사고가 발생할 가능성 존재한다. 하드웨어 제약사항이 많은 스마트미터에 기존 PKI 인증서를 발급할 경우 인증 및 인증서 갱신이 어렵기 때문에 스마트미터의 열악한 성능(Non-IP 네트워크, 프로세서, 메모리 및 저장소 공간 등)에서도 작동 가능한 초경량 암호 인증 프로토콜을 설계 구현하였다. 실험 결과 Cortex-M3 환경에서도 경량 암호 인증 프로토콜을 빠른 시간 내에 수행 할 수 있었으며, 앞으로 스마트그리드 산업에서의 더 안전한 보안성을 갖춘 인증 시스템을 마련하는데 도움을 줄 수 있을 것으로 기대한다.