• 화약ㆍ발파
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• 제40권4호
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• pp.1-14
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• 2022

화약류 간이저장소에 대한 현재의 규정이 적정한지를 검토할 목적으로 내부 폭발이 표준적인 저장소의 구조적 안정성에 미치는 영향을 FEM 해석과 현장 실험을 통해 분석하였다. 연구 결과, 에멀젼 계열 폭약 15 kg에 대한 기존 저장소 구조물의 방폭 성능이 충분하지 않은 것으로 나타났다. 따라서 여기에 대한 하나의 대안으로서 폭약을 분할하는 방법을 상정하고 순폭실험을 수행하였다. 실험을 수행한 결과, 폭약을 분할하는 방법이 예상대로 잘 작동하는 것을 확인하였으며, 시험 결과에 근거하여 적정한 분할 폭약량도 결정하였다. 또한, 저장소 구조물 상부를 개방하는 방법을 시험한 결과, 폭발압력이 신속하게 배출되어 구조물 손상이 크게 저감되는 것을 확인하였다. 이러한 구조물 형태는 화약류 간이저장소에 대한 새로운 설계기준으로 사용될 수 있을 것이다.

• 터널과지하공간
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• 제25권1호
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• pp.37-45
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• 2015

최근 많은 도시에서 홍수와 산사태 같은 자연재해가 빈번하게 발생하고 있다. 기상이변으로 인한 집중강우로 우수유출량이 증가되어 침수피해 위험이 가중되고 있다. 부정적인 유출량 변화를 합리적으로 조절하여 도시홍수 등의 피해를 경감하려는 목적에서 우수유출 저감시설을 적극적으로 도입하려는 노력이 시도되고 있다. 따라서 이러한 시설을 적극적으로 보급하기 위하여 지하 우수저류시설 설치사업의 합리적인 분석과 대책을 마련할 수 있는 연구가 절실히 필요하게 되었다. 본 연구에서는 도시방재를 위한 부산지역 우수저류시설 설치사업의 현황과 문제점을 분석하여, 도시방재를 위한 우수저류시설 설치사업의 대책을 제안하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권4호
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• pp.1394-1405
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• 2022

The importance of ensuring the inherent safety and security has been more emphasized in recent years to demonstrate the integrity of nuclear facilities under external human-induced events (e.g. aircraft crashes). This work suggests a simulation methodology to effectively evaluate the impact of a commercial aircraft engine onto a dry storage facility. A full-scale engine model was developed and verified by Riera force-time history analysis. A reinforced concrete (RC) structure of a dry storage facility was also developed and material behavior of concrete was incorporated using three constitutive models namely: Continuous Surface Cap, Winfrith, and Karagozian & Case for comparison. Strain-based erosion limits for concrete were suitably defined and the local responses were then compared and analyzed with empirical formulas according to variations in impact velocity. The proposed methodology reasonably predicted such local damage modes of RC structure from the engine missile, and the analysis results agreed well with the calculations of empirical formulas. This research is expected to be helpful in reviewing the dry storage facility design and in the probabilistic risk assessment considering diverse impact scenarios.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권5호
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• pp.582-589
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• 2010

As a part of the back-end fuel cycle, transportation of spent nuclear fuel (SNF) from nuclear power plants (NPPs) to a fuel storage facility is very important in establishing a nuclear fuel cycle. In Korea, the accumulated amount of SNF in the NPP pools is troublesome since the temporary storage facilities at these NPP pools are expected to be full of SNF within ten years. Therefore, Korea cannot help but plan for the construction of an interim storage facility to solve this problem in the near future. Especially, a decision on several factors, such as where the interim storage facility should be located, how many casks a transport ship can carry at a time and how many casks are initially required, affect the configuration of the transportation system. In order to analyze the various possible candidate scenarios, we assumed four cases for the interim storage facility location, three cases for the load capacity that a transport ship can carry and two cases for the total amount of casks used for transportation. First, this study considered the currently accumulated amount of SNF in Korea, and the amount of SNF generated from NPPs until all NPPs are shut down. Then, how much SNF per year must be transported from the NPPs to an interim storage facility was calculated during an assumed transportation period. Second, 24 candidate transportation scenarios were constructed by a combination of the decision factors. To construct viable yearly transportation schedules for the selected 24 scenarios, we created a spreadsheet program named TranScenario, which was developed by using MS EXCEL. TranScenario can help schedulers input shipping routes and allocate transportation casks. Also, TranScenario provides information on the cask distribution in the NPPs and in the interim storage facility automatically, by displaying it in real time according to the shipping routes, cask types and cask numbers that the user generates. Once a yearly transportation schedule is established, TranScenario provides some statistical information, such as the voyage time, the availability of the interim storage facility, the number of transported casks sent from the NPPs, and the number of transported casks received at the interim storage facility. By using this information, users can verify and validate a yearly transportation schedule. In this way, the 24 candidate scenarios could be constructed easily. Finally, these 24 scenarios were compared in terms of their operation cost.

• 한국도서관정보학회지
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• 제44권4호
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• pp.367-397
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• 2013

최근 국내에서 개별도서관의 장서 수장공간 부족 문제를 해결할 목적으로 공동보존서고에 관한 논의가 전개되고 있는 상황에서 본 연구는 향후 국내에 설치될 공동보존서고들이 양질의 보존환경을 구축하는데 도움을 주고자 국내외 공동보존서고들의 보존환경에 대해 조사하였다. 본 연구에서는 미국과 호주, 프랑스, 스페인, 한국 등 총 16개 공동보존서고들의 기본환경, 서가설비, 공조설비, 소화설비, 보안설비, 기타 환경 등에 관련된 세부사항들을 비교, 분석하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.531-541
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• 2023

The Wolsong Nuclear Power Plant (NPP) operates an on-site spent fuel dry storage facility using concrete silo and vertical module systems. This facility must be safely maintained until the spent nuclear fuel (SNF) is transferred to an external interim or final disposal facility, aligning with national policies on spent nuclear fuel management. The concrete silo system, operational since 1992, requires an aging management review for its long-term operation and potential license renewal. This involves comparing aging management programs of different dry storage systems against the U.S. NRC's guidelines for license renewal of spent nuclear fuel dry storage facilities and the U.S. DOE's program for long-term storage. Based on this comparison, a specific aging management program for the silo system was developed. Furthermore, the facility's current practices-periodic checks of surface dose rate, contamination, weld integrity, leakage, surface and groundwater, cumulative dose, and concrete structure-were evaluated for their suitability in managing the silo system's aging. Based on this review, several improvements were proposed.

• 대한토목학회논문집
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• 제36권1호
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• pp.135-141
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• 2016

본 연구의 목적은 소하천유역의 홍수와 가뭄 예방을 목적으로 설치하는 저류조에 대하여 비용 편익분석을 통해 경제적 타당성을 분석하는데 있다. 소하천유역의 홍수예방이 가능한 저류조 용량에 따른 설치비용을 도출하고, 저류조 설치를 통해 도출될 수 있는 편익요소인 피해금액 및 복구금액, 가뭄예방으로 인한 요소별 편익비용을 적용하여 비용 편익분석을 실시하였다. 이는 홍수와 가뭄을 동시에 예방할 수 있는 다목적 저류조 설치의 타당성을 제시하는 기초자료로 활용할 수 있으며, 세부 연구결과로 자연재해의 피해금액 예측 등 다방면으로 활용할 수 있을 것으로 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권3호
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• pp.201-209
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• 2016

후쿠시마 원전사고 이후 광역의 방사성 오염부지가 발생되었으며, 이에 대한 제염작업으로 인하여 다량의 제염폐기물이 발생하였다. 일본에서는 이를 보관하기 위하여 각 지역에 임시저장시설이 운영되고 있으며, 이들 시설들은 피난지시해제가 이루어진 지역의 일반인에 대하여 방사선학적 영향을 미칠 것으로 판단된다. 본 연구에서는 임시저장시설 인근에 거주하는 일반인의 방사선학적 안전성 확보를 위하여 임시저장시설 특성에 따른 거리별 공간 방사선량률 및 선량제한치를 만족하는 임시저장시설로부터의 이격거리를 평가하였다. 이를 위해 임시저장시설의 형태 및 크기, 복토 두께 등을 고려하였으며, MCNPX를 이용하여 방사선량률을 평가하였다. 복토에 의한 차폐효과는 두께가 10 cm일 때 68.9%, 30 cm일 때 96.9%, 50 cm 일 때 99.7%로 나타났다. 임시저장시설 형태에 따른 공간 방사선량률은 지상 보관형일 때 가장 높게 나타났으며, 이어서 반지하 보관형, 지하 보관형일 순으로 나타났다. 임시저장시설 크기에 따른 공간 방사선량률은 $5{\times}5{\times}2m$ 시설을 제외한 시설에 대하여 유사하게 나타났다. 이는 임시저장시설 내 적재된 제염폐기물에 의하여 자기차폐가 이루어지기 때문이다. 최종적으로 크기가 $50{\times}50{\times}2m$이고, 복토가 없는 임시저장시설의 경우, 지상 보관형의 평가된 이격거리는 14 m(최소농도), 33 m(최빈농도), 57 m(최대농도)이며, 반지하 보관형의 이격거리는 9 m(최소농도), 24 m(최빈농도), 45 m(최대농도), 지하보관형의 이격거리는 6 m(최소농도), 16 m(최빈농도), 31 m(최대농도)로 나타났다.

• 한국재난정보학회 논문집
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• 제17권2호
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• pp.226-235
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• 2021

연구목적: 에너지저장시설의 주요 시설물인 Coalescer 시설물을 대상으로 현행 설계기준(KBC2016)에 따라 지진에 대한 위험성평가를 수행하였다. 연구방법: 구조해석은 상용프로그램인 MIDAS-IT의 MIDAS GENw를 사용하였고, 구조물의 해석을 위해 기존 설계 도서를 준용하였으며, 해석에 사용한 하중은 국토교통부의 「건축구조기준 KBC2016」와 미국 연방기준인 「Provisions of the Uniform Building Code」를 따랐다. 연구결과: 본 연구에서는 지진하중을 정적으로 재하하고 특급 구조물의 붕괴방지수준에 대하여 평가함으로써 시설물의 관리자가 간편하게 위험도를 인지하고 평가할 수 있도록 고려하였으며, 본 해석결과를 활용하여 향후 시설물의 위험관리에 적용할 수 있도록 지진해석을 수행하였다. 결론: 현재 설계기준인 KBC2016에 의해 Coalescer 시설을 해석한 결과, 주요 지지부재의 stress ratio는 최대 4.7% 정도로 나타났다. 따라서 Coalescer를 지지하는 부재는 국내에 발생할 수 있는 재현주기 2400년 수준의 지진에 대하여 안전한 것으로 해석되었다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제17권2호
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• pp.65-74
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• 2021

This study aims to assess the effect of postulated seismic loads on the structural integrity of a spent nuclear fuel dry storage facility. Firstly, three-dimensional modal and response spectrum analyses were carried out. With regard to the latter analysis, the effect of incident angles against two horizontal and one vertical response spectra was also considered. Results showed that even though two critical locations were predicted at the longitudinal axis central part of upper flow path as well as the end discontinuity part of upper and lower flow paths connector, their maximum principal stress values were less than the tensile strength. Moreover, since the influence of vertical angle was 87% higher than that of horizontal angle in particular, which should be carefully handled to demonstrate integrity of the facility.