• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권7호
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• pp.1765-1775
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• 2019

Multiple spurious operations (MSOs) mean multiple fire induced circuit faults causing an undesired operation of one or more systems or components. The Nuclear Energy Institute (NEI) of the United States published NEI 00-01 as guidelines for solving MSOs. And this guideline includes MSO scenarios of pressurized water reactor (PWR) and boiling water reactor (BWR). Nuclear power plant operators in U.S. analyzed MSOs under MSO scenarios included in NEI 00-01 and operators of PWRs in Korea also analyzed MSOs under the scenarios of NEI 00-01. As there are no pressurized heavy water reactors (PHWRs) in the United States, MSO scenarios of PHWRs are not included in the NEI 00-01 and any feasible scenarios have not been developed. This paper developed MSO scenarios which can be applied to PHWRs by reviewing the 63 MSO scenarios included in NEI 00-01. This study found that seven scenarios out of the 63 MSO scenarios can be applied and three more scenarios need to be developed.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권2호
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• pp.167-175
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• 2014

가동중검사 동안 가압중수로 압력관에서 탐지된 베어링 패드 프레팅 결함, 이물질 프레팅 결함 등 체적결함에 대해서는 CSA N285.8-05 에 따라 탄성 응력집중계수 수식을 이용하여 피로균열 및 수소지연균열이 개시되는 것을 평가하여야 한다. CSA N285.8-05 에는 이물질 프레팅 결함에 대해서는 선형파괴역학 기반한 개략적인 수식만이 제시된다. 본 연구에서는 이러한 이물질 프레팅 결함에 대해 2 차원 유한요소 해석과 일부 수정된 Kinectrics 사의 공학적 절차를 통해 이물질 프레팅 결함의 기하학적 특성이 좀더 상세히 고려된 탄성 응력집중계수 수식을 도출하였다. 도출된 수식을 적용한 결과와 3 차원 유한요소 해석 결과를 비교한 결과, 도출된 수식은 유한요소 해석과 잘 일치하는 결과를 얻을 수 있음을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권11호
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• pp.3563-3579
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• 2021

Measured decay heat data of light water reactor (LWR) spent nuclear fuel (SNF) assemblies are adopted to train machine learning (ML) models. The measured data is available for fuel assemblies irradiated in commercial reactors operated in the United States and Sweden. The data comes from calorimetric measurements of discharged pressurized water reactor (PWR) and boiling water reactor (BWR) fuel assemblies. 91 and 171 measurements of PWR and BWR assembly decay heat data are used, respectively. Due to the small size of the measurement dataset, we propose: (i) to use the method of multiple runs (ii) to generate and use synthetic data, as large dataset which has similar statistical characteristics as the original dataset. Three ML models are developed based on Gaussian process (GP), support vector machines (SVM) and neural networks (NN), with four inputs including the fuel assembly averaged enrichment, assembly averaged burnup, initial heavy metal mass, and cooling time after discharge. The outcomes of this work are (i) development of ML models which predict LWR fuel assembly decay heat from the four inputs (ii) generation and application of synthetic data which improves the performance of the ML models (iii) uncertainty analysis of the ML models and their predictions.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제20권4호
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• pp.427-433
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• 2007

가압경수로(PWR)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가 수행을 통하여 처분용기모델이 개발되었다. 기존에 설계된 가압경수로용 처분용기 모델은 구조적 안전성은 문제가 없으나 너무 무거운 단점이 지적되었다. 따라서 구조적 안전성을 유지하면서 좀 더 경량화 된 처분용기모델을 개발하는 것이 요구된다. 기존의 처분용기모델이 무거워진 한가지 이유는 처분용기 개발 시 적용된 외력조건 및 안전계수 등에 대한 조건들을 너무 엄격하게 적용했기 때문이라고 사료되기 때문에 이런 조건들을 완화하여 처분용기의 재원들을 조정하여 구조해석을 다시 수행하는 것이 요구된다. 따라서 본 논문에서는 설계 완성된 기존의 처분용기에 대하여 외력 조건 및 용기의 재원(두께 등) 들을 변화시키면서 구조해석을 재 수행하여 구조적 안전성 평가를 보완하였다. 이를 바탕으로 외력 조건에 따른 처분용기의 재원 등을 재 산출한다. 보완 해석 결과 기존의 122cm의 처분용기의 직경을 102cm까지 줄여 경량화 시킬 수 있음이 확인되었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제25권4호
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• pp.294-303
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• 2005

본 논문은 가압 중수로형 원자력발전소 압력관의 건전성 평가에 적용하고 있는 각 비파괴검사기술의 특정을 평가하기 위해서 IAEA(International Atomic Energy Agency)주관으로 세계 6개국이 참여하는 수행한 다자간 비교시험(Round-Robin Test)결과를 분석한 내용이다. 이 다자비교시험에는 세계적으로 현재 가압 중수로형 원자력발전소를 운영하고 있는 한국, 카나다, 인도, 아르헨티나, 루마니아, 중국 등 총 6개구깅 참여하였으며, 시험에는 한국에서 제작한 인공결함시험편(시험편명 : "KOR-1")이 사용되었다. 본 연구를 위해 참여 6개국에서 적용한 비파괴검사 기술은 현재 압력관의 건전성 평가에 적용되고 있는 초음파검사와 와전류검사 등의 2가지 기술이다. 결함시험편에는 균열성 노치, 마모 등의 총 12개의 인공결함이 포함되어 있으며, 이 인공결함은 발전소 운전중 발생 가능성이 있는 결함과 유사한 형태를 가지고 있다. 다자비교시험 결과 참여 6개국에서 두가지 비파괴검사법을 적용하여 시험편내에 포함되어 있는 총 12개의 모든 인공결함을 검출하였으며, 결함 검출도는 초음파검사법이 와전류검사법보다 우수하였다. 또한 압력관 시험편 내경측 결함이 외경측 결함보다 용이하게 검출되었으며, 크기 측정 정확도는 결함 검출도와 동일하게 시험편 내경측 결함의 크기가 외경측 결함보다 더 정확하게 측정되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.64-72
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• 2004

The dryer (ten per unit) are operating to remove tritium in PHWR(Pressurized Heavy Water Reactor). There are coming out heavy water adsorbent from operating the dryer (95 drums for ten year per unit) The amount of radioactivity of heavy water adsorbent almost exceed ninety times more than disposal limit-in-itself showed by The Ministry of Science and Technology. It has to be disposed whole radioactive waste products, however there are problems of increase at the expense of their permanent disposal. In this research, We have studied how to remove kinds of nuclear materials and amount of tritium with in heavy water adsorbent. As the result we could develop disposal equipment and apply it. D20 adsorbent have to contain below Gamma nuclide O.3Bq/g and tritium 100Bq/g "The Regulation for disposal of the radioactivity wastes" showed by The Ministry of Science and Technology. There fore. So as to remove amount of tritium and kinds of nuclear materials (DTO) we needed a equipment. Also we have studied how to remove effectively radioactivity with in Adsorbent. As cleaning heavy water adsorbent and drying on each condition (temperature for drying and hours for cleaning). Because there is something to return heavy water adsorbent by removing impurities within adsorbent when it is dried o high temperature. After operating, we have been applying this research to the way to dispose heavy water adsorbent. Through this we could reduce solid waste products and the expense of permanent disposal of radioactive waste products and also we could contribute nuclear power plant run safely. According to the result we could keep the best condition of radiation safety super vision and we could help people believe in safety with Radioactivity wastes control for harmony with Environment.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 한국전산유체공학회 2008년도 춘계학술대회논문집
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• pp.444-447
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• 2008

A nuclear fuel test loop (after below, FTL) is installed in IR1 of an irradiation hole in HANARO for testing neutron irradiation characteristics and thermo hydraulic characteristics of a fuel loaded in a light water power reactor (PWR) or a heavy water power reactor (CANDU). There is an in-pile section (IPS) and an out-pile section (OPS) in this test loop. When HANARO is normally operated, the fuel loaded in the IPS has a nuclear reaction heat generated by a neutron irradiation. To remove the generated heat and to maintain an operation condition of the test fuel, a main cooling water system (MCWS) is installed in the OPS of the FTL. The pump can not continuously suck a fluid and not pressurize the fluid during a cold function test. To verify the flow characteristics of the MCWS, a flow net work analysis has been conducted. When the higher elevation pipelines wholly filled with coolant, it was confirmed through the analysis results that the pump pressurized the coolant normally. And the analysis results described the system characteristics with operation temperature and pressure variation satisfactorily.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권3호
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• pp.138-145
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• 2012

국내에서는 2010년 말 기준으로 21기의 원전이 운전 중에 있다. 이에 따라 원전에서 배출되는 방사성유출물은 지속적으로 늘어나 2010년에는 547.12 TBq이 배출되었다. 국내원전의 기체와 액체 방사성유출물 배출량은 2001년에서 2010년까지 10년 동안 경수로원전의 경우에는 연평균 11.61 TBq/호기 수준으로 유지하고 있으며, 중수로원전의 경우 118.12 TBq/호기 수준으로 유지되고 있다. 이들 기체나 액체 방사성유출물의 배출 핵종의 대부분은 삼중수소로 나타났다. 이러한 배출경향과 분석 결과를 바탕으로 국내원전의 방사성유출물 관리에 대한 특성을 제시하였다.

• 한국안전학회지
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• 제36권2호
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• pp.111-119
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• 2021

Multi-dimensional analysis of reactor safety-KINS standard (MARS-KS) is a thermal-hydraulic code to simulate multiple design basis accidents in reactors. The code has been essential to assess nuclear safety, but has mainly focused on light water reactors, which are in the majority in South Korea. Few previous studies considered pressurized heavy water reactor (PHWR) applications. To verify the code applicability for PHWRs, it is necessary to develop MARS-KS input decks under various transient conditions. This study proposes an input model to simulate small-break loss of coolant accidents for PHWRs. The input model includes major equipment and experimental conditions for test B9802. Calculation results for selected variables during steady-state closely follow test data within ±4%. We adopted the Henry-Fauske model to simulate break flow, with coefficients having similar trends to integrated break mass and trip time for the power supply. Transient calculation results for major thermal-hydraulic factors showed good agreement with experimental data, but further study is required to analyze heat transfer and void condensation inside steam generator u-tubes.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권4호
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• pp.184-189
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• 2009

중수로원전의 방사선작업종사자는 방사선작업 종료 후에 뇨시료를 제출하여 공기중 삼중수소의 섭취에 따른 내부피폭 선량을 평가하고 있다. 이 경우 종사자가 제출한 뇨시료는 삼중수소가 체내에서 평형에 도달한 대표시료(Representative sample)라는 전제를 필요로 한다. 국제방사선방호위원회(ICRP)의 간행물과 삼중수소의 인체평형에 대한 캐나다의 실험결과에 의하면 체내로 유입된 삼중수소는 약 2-3시간 후에 평형에 도달한다고 기술하고 있다. 그런데 원전에서는 계획예방정비기간 동안 일시에 많은 작업이 진행되고 빈번한 종사자의 출입으로, 방사선작업 종료 후 제출하는 뇨시료는 섭취 후 평형에 도달하는 약 2시간 경과 이전에 제출하거나, 지연하여 제출하는 경우가 발생할 수 있다. 따라서 이 논문에서는 방사선작업 종료 후 종사자가 제출하는 시간대별 뇨시료 중의 삼중수소 농도를 측정하였고, 이를 근거로 체내 삼중수소의 농도에 대한 변화추이와 선량평가에 미치는 영향을 분석하였다. 그 결과 종사자의 뇨시료는 대부분 삼중수소 섭취 후 2시간 정도에 신체 내에서 평형에 도달하는 것으로 확인되었다.