• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권5호
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• pp.1698-1711
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• 2022

A combined safety approach, which uses a best-estimate computer code and adopts conservative assumptions for safety systems availability, is developed and applied to the safety margin evaluation for the Loss of Condenser Vacuum (LOCV) of the 1000 MWe Korean Nuclear Power Plant. The Multi-dimensional Analysis of Reactor Safety-KINS standard (MARS-KS) code is selected as a best-estimate code and the PAPIRUS program is used to obtain different initial operational conditions through random sampling of control variables. During an LOCV event, fuel integrity is not threatened by the increase in Departure from Nuclear Boiling Ratio (DNBR). However, the high pressure in the primary coolant system and the secondary system might affect the system integrity. Thus, the peak pressure becomes a major safety concern. Transient analyses are performed for 124 cases of different initial conditions and the most conservative case, which results in the highest system pressure is selected. It is found the suggested methodology gives similar peak pressures when compared to those predicted from existing methodologies. The proposed approach is expected to minimize the time and efforts required to identify the conservative plant conditions in the existing conservative safety methodologies.

• 해양환경안전학회지
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• 제16권1호
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• pp.57-63
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• 2010

해양사고조사는 해양에서 발생한 사고 및 준사고에 대해 조사하여 원인을 규명히고, 이를 통해 미래의 유사사고 재발을 방지하는 것을 목적으로 한다. 따라서 국제해사기구(IMO)를 비롯하여 대부분의 국가들은 해양사고의 조사결과를 바탕으로 해사안전관련 협약 및 관련 국내 법규를 채택하고 개정한다. 특히, 최근 국제해사기구는 해양사고의 조사에 있어 각국이 협조하여 정확한 원인을 규명하고, 이를 일정한 양식에 따라 보고하며, 동 보고에 근거하여 새로운 국제적 안전기준을 마련하여 사고의 재발방지에 도움이 되도록 규정한 IMO 해양사고조사코드를 채택하였다. 우리나라의 경우는 "해양사고의 조사 및 심판에 관한 법률"에 근거한 해양안전성심판제도를 통해 해양에서의 사고 원인을 규명함으로써 해양안전의 확보에 이바지하는데, 본 연구에서는 IMO 해양사고조사코드를 분석하고 해양안전심판제도와 비교 분석하여 코드 도입에 따라 우리나라 해양사고조사제도인 해양안전심판제도에 있어서 반영되고 개정되어야 할 몇 가지 사항에 대해 논의하며 이를 향후 제도 개선에 참고할 수 있는 기초자료로서 제공한다. 이에는 특히, 조사기관의 독립과 조사의 공정성 확보를 위한 국선심판변론제도 몇 선원인권보장 등이 포함된다.

• 한국항해항만학회:학술대회논문집
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• 한국항해항만학회 2013년도 춘계학술대회
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• pp.163-165
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• 2013

국제해사기구(IMO)에서는 선박매매 시 정비이력 및 고장정보를 신규 선주에게 이관하도록 ISM Code를 개정하기 위한 움직임이 있다. 이에 대비하여 해운산업에 미치는 영향을 관련 분야 종사자들에 대한 인터뷰와 설문지 조사를 통해 실증분석을 하였다. 그 결과 부정적인 영향보다는 ISM Code의 고유목적인 선박안전의 측면에 긍정적인 영향이 더 많은 것으로 나타났다. 선박매매가격, 선박보험에 전반적인 영향은 크지 않지만 선박관리가 잘 된 선박에 대해서는 긍정적인 영향을 줄 것이라고 예측되었다. 응답자 그룹별 인식차이분석에서는 실제 선박을 운영하고 매매하는 해운회사와 물류회사가 포워더나 화주사에 비해 개정의 영향을 더욱 의미 있게 받아들이고 있는 것으로 나타났다. 또한 정비기록 및 고장이력 열람이 매수자 및 매도자에게 동일하게 적용됨으로써, 선박매매 시 정보 편향성이 해소되어 공정한 시장(Clean Market)을 형성할 수 있고, 해운기업들은 정비기록정보를 통해 미래에 발생할 수 있는 문제점을 예방하고 해결점을 찾는데 소요되는 시간과 비용 손실을 줄일 수 있다. 이러한 정보를 활용하여 선박의 리스크 분석 및 위험예방관리가 가능함으로 선박의 유지 보수 능력이 증대되어 선박안전 역량제고 및 환경 오염 예방에 기여할 것이라고 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권6호
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• pp.1966-1973
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• 2023

Virtual reality technology has been widely used in the field of nuclear and radiation safety, dose rate computing in virtual environment is essential for optimizing radiation protection and planning the work in radioactive-controlled area. Because the CPU-based gamma dose rate computing takes up a large amount of time and computing power for voxelization of volumetric radioactive source, it is inefficient and limited in its applied scope. This study is to develop an efficient gamma dose rate computing code and apply into fast virtual simulation. To improve the computing efficiency of the point kernel algorithm in the reference (Li et al., 2020), we design a GPU-based computing framework for taking full advantage of computing power of virtual engine, propose a novel voxelization algorithm of volumetric radioactive source. According to the framework, we develop the GPPK(GPU-based point kernel gamma dose rate computing) code using GPU programming, to realize the fast dose rate computing in virtual world. The test results show that the GPPK code is play and plug for different scenarios of virtual simulation, has a better performance than CPU-based gamma dose rate computing code, especially on the voxelization of three-dimensional (3D) model. The accuracy of dose rates from the proposed method is in the acceptable range.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권2호
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• pp.185-196
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• 1996

이 연구의 목적은 원자력발전소 페라이트 배관에 존재하는 원주방향 표면균열을 평가하는데 사용되는 ASME Code Z-Factor를 수정하는데 있다. ASME Code Z-Factor는 소성하중을 탄소성하중으로 보정하는 하중 보정 계수로서, 현재 사용되는 ASME Code Z-Factor는 최대하중을 과소평가하는 문제점이 있다. 이 연구에서는 먼저 기존의 SC. TNP방법이 수정되었으며, 그 이유는 기존의 SC. TNP 방법으로 예측된 최대허용하중이 실험에서 측정된 방법보다 약간 큰 결과를 주는 문제가 있기 때문이다. 이 수정된 SC. TNP 방법을 사용하여 페라이트 배관에 대한 새로운 Z-Factor를 개발하였다. 수정된 SC. TNP 방법의 타당성 과 새로 개발된 Z-Factor의 타당성을 원주방향 표면균열을 갖는 배관에 대한 실험 결과를 통해 조사하였다. 평 가결과는 수정된 SC. TNP 방법은 페라이트 및 오스테나이트 배관의 원주 방향 표면균열의 거동을 잘 예측할 수 있음을 보여 주며, 또한 수정된 SC. TNP 방법으로 구한 새로운 Z-Factor는 페라이트 배관에 존재하는 원주방향 표면균열의 거동을 잘 예측할 수 있음을 보여준다.

• 한국안전학회지
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• 제28권5호
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• pp.41-48
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• 2013

This paper is intended to provide the background information and justification for Korean highway bridge design code(limit state design)(2012). Limit state design method calculates reliability index and probability of failure through the analysis of the reliability of the experimental database. It has become possible to perform the economical and consistent design by evaluating the safety of a structure quantitatively. In this paper, we used the design specifications of RC slab bridge of superstructure form of Road Design Manual in Part 5 bridge built in highway bridge. This study conducted structural analysis using the method of frame structure theory, design and analysis of bridge by limit state design method, the design code including various standards and Load model applied Korean highway bridge design code limit state design(KHBDC;2012). As a result, it analyzed the effect of safety through comparison. Showing effect of improvement the safety factor and comparing the value of the result, it is determined to be capable of economical design and safety. Furthermore, limit state design method was able to determine many redundant force of cross-section compared with existing design method. It is determined that it can reduce the overall amount because of the reduction of the cross-section and girder depth.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권2호
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• pp.187-194
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• 2011

Korea Nuclear Fuel is developing the X-GEN fuel which shows high performance and robust reliability for the worldwide supply. However, the simplified code systems such as CESEC-III which were developed in 1970s are still used in the current Non-LOCA safety analysis of OPR1000 and APR1400 plants. Therefore, it is essential to secure an advanced safety analysis methodology to make the best use of the merits of X-GEN fuel. To accomplish this purpose, the $\b{i}$ntegrated $\b{s}$afety $\b{a}$nalysis $\b{m}$ethodology (iSAM), is developed by selecting the best-estimate thermal-hydraulic code RETRAN. iSAM possesses remarkable advantages, such as generality, integrity, and designer-friendly features. That is, iSAM can be applied to both OPR1000 and APR1400 plants and uses only one computer code, RETRAN, in the whole scope of the non-LOCA safety analyses. Also the iSAM adopts the unique and automatic initialization and run tool, $\b{a}$utomatic $\b{s}$teady-$\b{s}$tate $\b{i}$nitialization and $\b{s}$afety analysis too l (ASSIST), to enable unhandy designers to use the new design code RETRAN without difficulty. In this paper, a brief overview of the iSAM is given, and the results of applying the iSAM to typical non-LOCA transients being checked during the reload design are reported. The typical non-LOCA transients selected are the single control element assembly withdrawal (SCEAW) accident, the asymmetric steam generator transients (ASGT), the locked rotor (LR) accident, and bank CEA withdrawal (BCEAW) event. Comparison to current licensing results shows a close resemblance; thus, it reveals that the iSAM can be applied to the non-LOCA safety analysis of OPR1000 and APR1400 plants.

• 한국가스학회지
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• 제26권6호
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• pp.52-58
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• 2022

정부의 수소 경제 활성화 로드맵에 따라 다양한 산업 분야에서 액화수소를 에너지원으로 하는 사업을 진행하고 있고, 액화수소 설비 및 취급시설의 제작 및 운영 실증 사업 또한 수행되고 있다. 그러나 운영 실증사업에 필요한 안전기준이 국내에는 마련되지 않아 실증 사업의 걸림돌로 작용하고 있어 조속한 안전기준 마련이 필요한 실정이다. 따라서 액화수소 설비 및 취급시설의 안전성 확보를 위하여 액화수소의 위험성을 종합적으로 고려한 안전기준의 마련이 반드시 필요하다고 본다. 본 연구에서는 일반적인 방법과 같이 국외사고 사례 분석 및 유사 분야의 안전기준을 참고로 도출한 선박용 액화수소 사용 시설 안전기준을 위험성 평가기법인 ETA, FMEA와 의사 결정방법인 AHP를 활용해 안전기준 항목의 우선순위 도출하여 안전기준 항목 선정에 타당성을 제시하고자 한다.

• 한국방재안전학회논문집
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• 제6권3호
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• pp.29-34
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• 2013

본 연구는 재난관리의 교육을 담당하고 있는 국내,외 기관과 조직에서 교육 Contents인 교육과정, 교육과목 정보를 효율적으로 관리하고 공유의 활성화를 위하여 표준 Code 적용방안을 제시 하고자 한다. 소방방재청이 2004년 6월 개청되고, 2006년 3월 국립방재교육연구원으로 개원된 이 후에 재난관리 및 방재안전의 교육과 관련된 프로젝트 들이 진행 되어왔고, 교육 Contents가 개발 되어왔다. 기 개발된 재난관리 교육Contents외 체계적인 관리와 효율적인 운영이 요구되고 있다. 그리고 재난및안전관리기본법이 개정이 추진되어 2014년 2월 7일 시행을 앞두고 있는 상황에서 국내,외의 재난관리 교육 기관과 조직 간의 Contents의 공유 활용이 필요하다. 또한 국내,외의 우수한 재난관리 교육Contents의 정보공유와 선진재난관리 교육체계와 Contents를 기 개발 활용하고 있는 국가에서 재난관리 교육Contents의 선진화를 추진하고 있는 국가, 사회에 자문, 지원하는 것이 주요 사안이 되고 있다. 이에 국내, 외 교육기관과 조직간 교육과목, 교육과정의 분류와 교육 특성을 고려한 식별용이성, 교육 서비스, 교육 환경의 변화를 수용할 수 있는 적용 유연성, 그리고 공공, 민간 부분 및 국내, 외의 확대 적용할 수 있는 적용 유연성을 기초로 표준Code 설계 결과를 소개한다. 그리고 국내의 경제적인 재난관리 및 방재안전의 교육정책, 기획, 관리, 운영 등의 활동을 위해 교육Contents의 체계적인 관리와 개발 운영되는 교육Contents의 공유 활성화를 위한 재난관리 교육Contents의 표준Code 적용 사례를 통해 의 적용방안을 제시 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권3호
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• pp.307-318
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• 2009

KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) has developed the GAMMA+ code for a thermo-fluid and safety analysis of a VHTR (Very High Temperature Gas-Cooled Reactor). A key safety issue of the VHTR design is to demonstrate its inherent safety features for an automatic reactor power trip and power stabilization during an anticipated transient without scram (ATWS) accident such as a loss of forced cooling by a trip of the helium circulator (LOFC) or a reactivity insertion by a control rod withdrawal (CRW). This paper intends to show the ATWS assessment capability of the GAMMA+ code which can simulate the reactor power response by solving the point-kinetic equations with six-group delayed neutrons, by considering the reactivity changes due to the effects of a core temperature variation, xenon transients, and reactivity insertions. The present benchmark calculations are performed by using the safety demonstration experiments of the 10 MW high temperature gas cooled-test module (HTR-10) in China. The calculation results of the power response transients and the solid core temperature behavior are compared with the experimental data of a LOFC ATWS test and two CRW ATWS tests by using a 1mk-control rod and a 5mk-control rod, respectively. The GAMMA+ code predicts the power response transients very well for the LOFC and CRW ATWS tests in HTR-10.