Individual internal monitoring program by in-vivo measurement technique at the Korea Atomic Energy Research Institute includes the capability for the assessment of uranium and americium lung burdens. This capability is an important part of the health and safety program. This article addresses the lung burden assessment portion of our in vivo measurement capabilities.

$\beta$-선 흡수선량의 1차 표준이 확립되지않은 상황에서 측정표준이 이미 확립된 외국의 표준기관에서 검증되어 도입된 $\beta$-선 흡수선량 조사시설에 대해 ISO-6980에서 명시한 항목에 대해 성능실험을 수행하였고, 외삽형전리함을 사용하여 측정된 이온화전류로 부터 흡수선량률을 재평가하여 외국의 검증결과와 비교하였다. 조사시설의 성능실험 결과 Sr$^{90}$ +Y$^{90}$ 선원에 대해 선원으로부터 30cm거리에서 빔 균일도, 제동복사선 기여도 및 $\beta$-선 최대잔여에너지가 기준에 적합한 것으로 나타났다. 그리고 흡수선량 평가결과는 '96. 4. 1을 기준으로하여 20 $^{\circ}C$,1기압에서 2.686 ($\pm$2.73%)$\mu$Gy/sec로 외국표준기관의 측정치와 1.8%이내에서 일치하는 것으로 나타났다.

Wind-speed has much effect on the dispersion of the radioactive effluents released into the atmosphere. Accurate measurement of low wind-speeds is very important for the realistic assessment of radiation exposure. The objective of this study is to analyze the effects of different calm conditions on the radiation exposure due to the normal operation of a nuclear facility at KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) site. When calm condition is changed from 0.5 m/sec to 0.21 m/sec, the effects on radiation exposure show a distinct difference.

A series of measurements was peformed between KAERI and PNNL, U.S.A at KAERI secondary calibration laboratory to intercompare and verify the KAERI reference photon radiation fields by using air equivalent plastic walled ionization chambers, Different ionization chambers of two laboratories were used to determine the air kerma rate, free-in-air, at reference positions in the KAERI photon radiation fields, As the results, the agreement in the cross measurements between two laboratories was found to be within less than ${\pm}$ 3 %. This degree of consistency was considered to be encouraging, because each laboratory maintains independently its calibration traceablity with its national primary standard

사람 T-임파구에서 방사선 독성물질인 감마선과 화학적 독성물질인 PCP(pentachlorophenol)의 돌연변이 효과를 hprt (hypoxanthine phosphoribosyl transferase) 유전자의 돌연변이빈도로써 측정하였다. 감마선은 $^{137}$Cs원을 사용하여, 0 - 300 rads의 양으로 세포의 초기배양 시기에 조사하였으며, PCP는 역시 세포의 초기배양시 최종농도 0-100 ppm으로 24시간 투여 하였다. 양 돌연변이원은 hprt유전자를 돌연변이 시키어, 300rads의 조사는 대조군에 비하여 약 7.5배의 돌연변이빈도의 증가를 나타내었고, PCP 500 ppm의 처리는 대조군에 비하여 약 5배의 돌연변이빈도 증가를 나타내었다. 본 실험에 사용된 상이한 두 돌연변이원은 모두 비교적 정확한 용량-반응 관계를 보였으나, 환경독성물질들의 혼합효과에서 돌연변이원을 정성하기위하여 개선된 T-cell hprt clonal assay, 즉 reverse transcriptase/polymerase chain reaction 및 direct sequencing에 의한 mutational spectrum의 적용이 요구되었다.

Tritium dose management is an important aspect of the radiation protection program at CANDU type reactor sites. This paper describes the bioassay and dosimetry of tritium at CANDU reactor sites, especially for Wolsung Nuclear Power Plant. It presents a compilation of information drawn from published papers, technical reports, international and national guidelines as well as practical experience both in Korean and Canadian CANDU Nuclear Power Plants. The implementation of this program would provide a technical basis for demonstrating to workers, managers and regulators that tritium bioassay measurements, dose calculations and records should be of acceptable quality and should meet overall radiation protection program objectives.

In a NNP (Nuclear Power Plant) severe accident, radionuclides are dispersed into the air. The official regulatory institute, KINS (Korea Institute of Nuclear Safety), has been authorized and developing Computerized technical Advisory system for the Radiological Emergency preparedness (CARE). In this paper, in line with the CARE system, we presented the result of a modularized intermediate-level emergency dose assessment computer code. The RADCON (RADiological CONsequence analysis) version 3.0, which is operable on PC, is developed for simulating emergency situation by considering continuous washout phenomena, and provide a function of effective emergency planning. The source files are coded by using C language in order to increase the compatibility with the other computer system and modularized to adjust the functions and characteristics of each module fer easy understanding and further modification.

ANSI N13.32는 손목팬텀과 손가락팬텀에서 말단선량계의 특성조사를 위하여 방향의존성인자를 선량계의 성능평가에 적용하도록 권고하고 있다. 본 연구에서는 말단선량의 정확한 선량평가를 위하여 ANSI N13.32에 제안된 팬텀과 동일하게 모사하고 그 팬텀내의 7mg/$\textrm{cm}^2$ 깊이에서 단일에너지를 가진 광자의 선량당량환산인자 및 방향의존성인자를 MCNP 전산코드를 사용함으로써 계산하였다. 또한 본 연구의 최종목적인 ISO Narrow X-선 빔에 의해 조사된 손가락팬텀에서 선량당량환산인자 및 방향의존성인자를 도출하였다. 전산 수행한 결과 낮은 전압에서 발생된 X-선 빔인 경우, 팬텀의 주축을 따라 수평회전각이 증가할수록 방향의존성인자가 크게 감소하며, 한편 높은 전압에서 생성된 X-선 빔인 경우, 수평회전각이 증가할수록 방향의존성인자간 처음에는 근소하게 감소하지만 90。까지는 증가하고 있음을 알 수 있었다.

열형광 선량계(TLD)를 사용한 피부 선량평가는 베타선의 에너지를 구분함으로 정확히 평가된다. 이는 차폐체에 의한 감쇄효과를 이용하는 방법으로 본 논문에서는 7개의 두께가 다른 알루미늄 차폐체를 사용하였고, TLD로는 미국 Teledyne Isotopes사의 LiF$_{7}$ 선량계를 채택하였다. 비상 베타 선량계의 베타선에 대한 특성실험을 위해 한국 원자력연구소가 확보 하고 있는 PTB 표준선원인 $^{90}$ Sr/ $^{90}$ Y (E$_{max}$=2.27MeV, E$_{avg}$=0.8MeV), $^{204}$Tl(E$_{max}$=0.76MeV, E$_{avg}$=0.26MeV), $^{147}$ Pm (E$_{max}$= 0.225MeV, E$_{avg}$=0.06MeV)에 대한 조사를 하였다. 이런 결과로 비상 베타 선량계의 표준 베타선원에 대한 보정계수와 소자별 반응비를 구할 수 있었고, 이것을 이용하여 미지의 베타선원에 대하여 정확한 선량평가를 하기위한 알고리즘을 개발하였다.

원자력시설의 비상사태시 대기중으로 방출된 방사성 물질로부터 주변 주민 및 환경이 받는 영향을 신속·정확하게 평가하고 그 피해를 최소화하기 위해 실시간 방사선 피폭해석 시스템을 개발하였다. 수립된 대기 확산모델의 검증 및 정확도 향상을 위하여 야외 확산실험이 수행되었다. 대기 확산모델의 계산결과와 실험을 통하여 관측된 추적자 가스의 농도 분포를 상호 비교한 바 어느 정도 일치하고 있었다. 그러나 일부 경우에서는 관측된 농도값과 계산된 농도값이 차이를 보이고 있는데, 이는 실험 대상 지역에서 충분한 기상 관측을 수행하지 못하여 시간에 따른 풍속의 변화를 확산모델에 자세히 반영하지 못하였기 때문이었다.

최근 포괄적 핵확산금지조약(CTBT)의 협정은 핵활동 감시의 목적으로 핵실험으로 인하여 발생되는 지진, 대기 방사성 핵종, 수중음향 그리고 초저음파 등을 종합운영하는 감시 시스템의 구축에 초점을 두고 있다. 1995년에 개최된 제네바군축회담/핵실험금지 특별위원회(CD/NTB/WP.224)에서 방사능 감시 전문가들은 대기중의 방사성 핵종의 검출, 핵실험 여부의 식별 그리고 핵실험 장소의 위치를 확인하기 위하여 국제 방사핵종 측정시스템(IRMS)을 설치할 것에 동의하였으며, 방사성 핵종의 검출은 핵실험 감시에 필수적인 수단으로 결정하였다. 본 연구에서는 대기중의 입자 방사능을 검출 시스템을 대기중의 공기를 흡입하기 위한 High Volume Air Sampler(HVAS)와 대기중의 방사능을 채집한 Filter Paper을 압축하는 Filter Paper 압축기 그리고 HpGe 검출시스템의 3 부분으로 구성하였다. HVAS와 Filter Paper 압축기는 본 연구의 수행을 위하여 자체 설계·제작하였으면, HpGe 검출시스템은 ORTEC사의 모델 CFG-PH-2를 사용하였다. HVAS에 의하여 Filter Paper애 채집된 시료를 측정하여 Raw Data를 분석하였다. 추후 본 시스템은 CTBT 원거리 대기 입자방사능 감시시스템의 네트워크에 연결하여 핵실험 감시를 위한 역할을 궁극적으로 검토중에 있다.

An optimized method for determining beta-emitting $^{241}$ Pu in the presence of alpha-emitting nuclides was developed using a liquid scintillation counting system. PSA-level was setting using pulse-shape discrimination. The $^{241}$ Pu counting channel was adjusted for maximum value of FM using the $^{241}$ Pu standard source. The volume of scintillant was determined for the maximum value of counting efficiency. The optimized method of $^{241}$ Pu has been applied to environmental samples to measure concentration of $^{241}$ Pu in soils and mosses. Also it has been identified the origin of Pu deposited in Korea from the activity ratio $^{241}$ Pu / $^{239,240}$Pu.

원자력발전소의 공조계통에 설치되어 운영되는 기체 방사성물질 제거용 첨착 활성탄 탑내에서 균일한 공기 유속분포가 유지되고 있는지를 확인하기 위한 실험을 실시하였다. 본 실험에 사용되는 장비(Tester for Flow Distribution, 이하 TFD라 함)는 원자력발전소에서 사용하는 첨착 활성탄 필터(Adsorber)내의 흡착층을 모방하여 자체에서 제작하였으며, 시험조건들은 실제의 값을 기준으로 적용하였다. 각 위치에서의 보정된 용적 유속을 구하기 위해 자체에서 만든 "FLOWD"라는 계산프로그램을 사용하였으며, 입구 및 출구측 공간에 10" 간격으로 각 6개씩 유속 감지기를 설치하여 면속도를 구하였다. 각 지점에서의 면속도는 평균 0.24449m/s로 각 구간에서의 겉보기 면속도의 분포는 매우 균일한 값을 나타내었으며, 약 2% 이내의 편차로 활성탄 탑내에서의 공기의 흐름이 균일하게 통과함을 확인할 수 있었다.통과함을 확인할 수 있었다.

현재 방사선 비상훈련에 사용하는 TID-14844 의 방사선원항은 너무 보수적이고, 각 사고경로별로 방사선원항의 특성을 나타낼 수 없으므로, 원전의 비상사고 발생시 주민의 피폭선량을 최소화하기 위한 발전소 요원의 신속, 정확한 대처능력을 배양하기 위하여 현실적인 방사선원항 평가자료의 필요성이 대두되어 왔다. 본 연구에서는 보수성을 배제한 최적 분석기법을 이용하여 선정된 사고경로에 대해 MAAP 전산코드로 사고진행 및 방사선원항을 분석하였고, 격납건물내 방사선계측기의 예측치를 평가할 수 있는 방법론을 개발하였으며, 이를 통해 사고경로별 안전변수 및 방사선 계측기 등에서의 사고 진행에 따른 예측치 등을 계산함으로써 효과적인 비상대책 수립을 위한 실질적인 방사선원항 데이타 베이스를 구축하였다.

For the application of the neutron flux mapping, an accurate calculation of the sensitivity is required because the sensitivity is proportional to the neutron flux density. Sensitivity is defined as the current per unit length per unit neutron flux and it mainly depends on the depression factor(f), the escape probability from the emitter($\varepsilon$1) and the charge build-up factor of the insulator layer(c). A Monte Carlo simulation was accomplished to calculate the sensitivity of rhodium emitter material and alumina(Al$_2$O$_3$) insulator with a cylindrical geometry, based on the (n,${\beta}$) interaction and on other interaction including the secondary electron generation for the more accurate estimation of the sensitivity. From the simulation results, factors fur the sensitivity were accurately calculated and compared with other theoretical and experimental values. In addition, the sensitivity linearly increases and saturates as the emitter radius increases. The accomplished method is useful in the analysis for the change of SPND sensitivity as a function of burn-up and in the optimum design of SPND.

원전의 환경방사선 영향평가(정상시/사고시)의 정확도 및 신뢰도를 제고하기 위해서는 보다 체계적이고 과학적으로 방사성 물질의 대기중 이동을 모사·예측할 수 있는 체제가 정립되어야 한다. 해안 지역에서 빈번히 발생하는 해륙풍이 대기확산에 미치는 영향을 규명하고, 대기확산모델의 바람장 자료로 이용되는 월성원전 주변지역의 해륙풍 데이터베이스를 구축하기 위한 일환으로 삼차원 상세 해륙풍 모델을 개발하였다. 봄철 약한 북풍의 지균풍이 부는 맑은 날에 대하여 해륙풍 모델을 수행시켜 월성원전 지역의 해륙풍 특성을 분석하고 해륙풍 모델결과와 관측결과를 비교하였다.

원자력시설 및 동위원소 이용기관에서의 인체오염사고에 대비하여, 피부제염기준을 조사하였으며, 피부제염제의 개발을 위하여 실험용 쥐를 대상으로 Co-60 및 Cs-137에 대해 비눗물, EDTA 및 KAERI-CON의 제염효과를 비교하였으며, 가장 효율적인 제염방법을 제시하였다. 각 제염제의 제염실험결과 Co-60 보다 Cs-137에 대한 제염이 더 잘 이루어졌으며, 제염횟수의 증가에 따라 방사능잔류율도 급격히 낮아졌다. KAERI-CON은 Co-60의 경우 38-55%, Cs-137의 경우에는 44-50%까지 제염효율을 보임으로서 타 제염제보다 효과적임을 확인하였다.

수소동위원소 교환반응에 이용될 수 있는 소수성 백금촉매를 개발하기 위하여, 담체로서 실리카라이트를 합성하였으며, 합성된 실리카라이트가 활성탄이나 ZSM-5보다 더 강한 소수성을 가지는 것을 보였다. 또한, 일반적인 함침법과 이온교환법을 이용하여 백금을 담지시켰으며, 여러가지 방법으로 처리하여 제조한 백금담지 실리카라이트 촉매의 백금분산도를 수소흡착법을 이용하여 측정하였다. 함침법에 의해 제조된 촉매의 백금분산도는 매우 낮았으며, 이온교환법에의해 제조된 촉매는 백금담지량은 적으나 분산도는 높음을 확인하였다.

촉매탑에서 수소와 물사이의 수소 동위원소 교환 반응에 의한 중수 분리 및 삼중수소 제거를 위한 소수성 촉매집합체 제조기술을 개발하기 위하여 소수성 촉매집합체 제조 특성에 대하여 연구하였다. 본 연구에서 먼저 일반적인 함침법 및 colloidal method 의하여 각각 백금을 activated carbon에 담지시켜 Pt/Carbon 촉매를 제조하고, 수소 흡착법에 의하여 촉매의 백금 분산도를 비교 분석하였다. 제조된 Pt/Carbon 촉매를 Wanke등의 방법에 따라 소수성 teflon 수지를 binding agent로 사용하여 ceramic bell-saddle 및 육면체형 packing등의 충전물 표면에 coating시켜 촉매 집합체를 제조하고 소결 온도, 충전물의 형태 및 표면 부위에 따른 surface coating 특성에 대하여 연구하였다.

For the application of hydrogenated amorphous silicon (a-Si:H) p-i-n structural diode as the alpha particle spectroscopy, the induced charge collection was simulated based on a relevant non-uniform charge generation model. The simulation was accomplished for two extreme cases of the incident direction of alpha particle, p-and n-side, respectively. As expected, for the complete charge collection, the hole collection should be severely considered due to its poor mobility and the full depletion bias required. For the comparison of signal corresponding to the detector configuration or structure, although n-i-p configuration shows a wider range of linearity to the energy, p-i-n configuration is more suitable in the viewpoint of linearity and signal value for the considering energy range.

도로건설시 다짐조절은 안정성과 내구성 향상에 중요한 의미를 가지며 이러한 다짐조절에 있어서 수분함량의 측정은 매우 중요하다. 이전에는 흙의 수분함량을 측정하기 위한 계기를 설계하기 위하여 주로 실험에 의한 방법을 사용하였으나 본 연구에서는 3차원 모델링이 가능한 MCNP코드$^{(1)}$ 를 이용하여 계측기 설계에 있어서 중요한 설계변수인 방사선원의 위치와 측정계기 사이의 거리 그리고 계기구성요소인 검출기의 위치, 개수, 흡수재, 감속재의 기하학적 구조 등을 계산하여 설정하였다.

외국에서는 도로건설시 성토관리용으로 '방사성동위원소(Radioisotope : 이하 RI)를 이용한 습윤밀도 및 함수량 측정장비'가 많이 사용되고 있는 추세이다. 국내에서는 1989년 제정된 건설 기술관리법 감리전문회사건립 등록기준에 밀도\ulcorner함수량 측정기의 보유가 명시되어 있고 시공성 향상 차원에서 도입될 예정이다. 그러나 국내의 토양에 맞게 제작되어지지 않았고 사용상의 방사선 관련 제약 때문에 기대만큼 실제 사용이 되지 않고 있다.$^{(1)}$ 연구발표내용은 국내에서 제작, 실험하여 만들 RI계기개발의 기초가 되는 내용이며, 만들어질 계기의 부품과 계산과정 등을 예측하는 것이다.

Poly(vinyl alcohol)(PVA)-poly(methacrylic acid)(PMAA) 계의 방사능 고정화에 대한 일련의 실험을 수행하였다. 전위차 적정 데이터와 FT-IR spectra 를 해석하여 PVA-PMAA 계의 화학적 특성을 설명하였다. 인위적으로 오염시킨 모래에 대한 침출실험 결과, $^{241}$Am, $^{154,155}$ Eu, $^{144}$ Ce의 전이 계수가 $^{l34,137}$ Cs 에 비해 높은 것으로 나타났다. 실험에 사용된 고분자 용액중, PVA-PMAA 계는 전체 방사능의 85% 이상을 차지하는 Cs 의 고정화에 효과적이었다.

원전의 수명을 결정하기 위해서는 발전소 안전성과 성능을 보증하는 기술적 측면뿐만 아니라 경제적인 측면도 고려하여야 한다. 본 논문에선 원전수명관리 경제성 평가를 수행하는 WECON 프로그램을 소개하고, 이 프로그램을 이용하여 입력 변수의 민감도를 분석하였으며, 이 결과 나타난 상위 6개의 입력변수에 대해 사례 연구를 실시하였다. 이 6가지 변수에 대한 사례연구에서 원전 수명관리의 경제적 이득은 여러가지 경우에 따라 변화 하는 것으로 나타났으며, 기기비용이 연장운전 년수에 비례하여 증가한다고 가정한 경우 무한정 연장운전이 경제적이 아니라 Optimum 연장운전 point가 있는 것으로 나타났다.

대형 튜브구조물의 길이방향으로 전파되는 유도형초음파(Ultrasonic Guided Wave)를 이용한 원자력발존소내의 열교환기류에 대한 새로운 건전성 평가법을 제시한다. 이를 위해, 유도형초음파의 물리적 특성을 이론적으로 해석하였고 실험을 통해 열고환기류에 대한 유도형초음파법의 타당성 여부를 검토하였다. 국부적인 평가(Local Inspection)에 근거한 기존의 평가법에 비해 유도형초음파법은 단시간 내에 보다 효율적으로 전체 열교환기에 대한 신뢰성 검사(Global Inspection)가 가능하며 만족할 만한 민감도(Sensitivity)를 갖고 있음을 보였다.

원자로 용기 헤드부위의 관통관은 재질이 Inconel-600이며, 현재 세계각국에서도 원자로 헤드 관통관의 균열이 일부 발견되어 우리나라에서도 관심이 되고 있다. 국내 원전 헤드관 통관 수량도 고리 1,2호기의 경우 40개, 고리3,4호기(영광1,2) 61개, 울진 57개로서 관통관의 균열결함이 존재할 수 있다. 만약 균열이 성장하여 파손 되었을 시 원자로 냉각재 누설등 발전소 안전에 큰영향을 미치므로 균열의 원인으로 알려진 용접부위 잔류응력 및 발전소 정상운전 상태에서의 응력을 해석하였다.

Deformation characteristics of miniature plate tensile specimens have been studied to develop the thickness requirement and a correlation to estimate the mechanical properties of bulk material from miniature specimen data. The material used was a SA 508 C1.3 reactor pressure vessel steel and the thicknesses of miniature tensile specimens varied from ().12 m to 2 mm. The effects of thickness on the tensile deformation properties such as strength, ductility, and necking characteristics were analyzed. The yield and ultimate tensile strengths were independent of specimen thickness when the thickness was larger than about 0.2 mm. The uniform and total elongations decreased as the specimen thickness decreased. It was also observed that the uniform strain component in the width direction decreased with decrease in the specimen thickness, however, that in the thickness direction was rather constant in total thickness range studied. Based on this observation and a relationship between the necking angle and the ratio between strain components, a correlation between the uniform elongations of miniature specimen and standard specimen was derived. The uniform elongations calculated by this new correlation agreed well with the measured values.

현재 국내에서 관심이 고조되고 있는 원전 연장운전 방안의 일환으로, 주요 기기의 기술적 타당성 검토 대상기기 중 하나인 원자로 냉각재 배관 노즐의 피로수명 평가를 수행하였다. 본 노즐의 피로수명 평가는 원자로 냉각재 계통 노즐의 최종 설계문서에 제시된 응력해석 결과를 참조하여 ASME Code, Sec III의 절차에 따라 수행하였으며, 평가결과 이들 노즐의 설계수명 30년을 향후 40년 또는 그 이상 연장 운전할 경우에도 무리가 없는 것으로 판단된다.

국내 기존원전의 가동기간 증가 및 신규 원전에 대한 투자비 상승으로 인하여, 기존원전에 대해 연장운전을 포함한 종합적이고 체계적인 수명관리가 시급한 문제로 대두됨에 따라 고리 1호기를 시범발전소로 선정하여 주요기기들에 대한 지금까지의 소비수명과 잔여수명을 기술적인 측면에서 평가하고, 연장운전의 경제성, 인허가 가능성을 고찰하여 최적 수명 종료시점까지의 운전에 필요한 수명관리 추진방안을 검토하고자 한다.

원자력 발전소의 해체는 방대한 방사성폐기물을 일시적으로 발생시킬 뿐만 아니라 원전 건설비용의 10% 에 해당하는 많은 비용이 소요된다. 또한 해체 부지의 재활용 여부는 원전 신규부지의 확보에도 큰 영향을 준다. 대규모 원자력 추진국으로써, 원자력 발전소의 폐로조치 방안들을 체계적으로 검토하여 국내 폐로조치 방안 및 대책을 종합적으로 수립해야할 시점이 되었다. 따라서 본 연구에서는 고리 1호기를 대상으로 하여 DECON, SAFSTOR-1, SAFSTOR-2 (10년), SAFSTOR-2 (30년), SAFSTOR-2 (51.38년), ENTOMB-1, ENTOMB-2 및 ENTOMB-3등의 폐로방안을 설정하고, 미국에서 원전 폐로비용 평가에 사용 실적이 있는 전산 프로그램을 이용하여 각각의 폐로조치 방안별로 소요비용을 분석하였다. 또한 각 폐로조치 방안의 경제성 비교를 위해서 각각의 폐로조치 방안에 대해 할인된 비용의 결과를 분석하였다.

실증규모의 수지충전식 전기투석 재생조를 사용하여 농축음극액내 바나듐의 전기화학적 환원 방법에 의한 재생거동을 조사하였다. 전기투석 분리재생 종료후 남아있는 개미산용액을 전해액으로 사용한 농축음극액내 전기투석된 철 및 코발트는 음극액의 pH를 약 4.3내외로 조절하면 전해환원에 의해 전착.제거된다. 또한 농축음극액내 바나듐은 +2가로 전해환원 되어 착화물을 이루고 있는 Vanadous picolinate 형태로 존재하기 때문에 음극액은 농축된 LOMI 제염제로 재생된다. 이 전해환원에 의한 농축음극액의 재생방법은 제염폐액의 전기투석 분리재생 후 피콜리네이트 착화제만을 재사용하는 기존의 재생개념보다 더욱 효과적으로 제염폐액을 재생시켜 재활용할 순 있는 방사성폐기물의 감용효율이 큰 향상된 제염폐액 재생공정이다.

원전 격납구조물의 구조해석에 대한 대부분의 연구에서 격납구조물을 축대칭으로 모델하고 있다. 따라서 격납구조물에 배근된 강재도 축대칭으로 가정하는 것이 일반 적이며, 유한요소모델 구성시 강재는 2절점 트러스나 1절점 링 트러스요소에 의해서 모델한다. 이때 유효철근비는 트러스요소의 단면적에 의해서 표현되며, 원통형 벽체에서는 높이에 따라 배근된 강재량이 일정하므로 실제와 근접한 모델이 가능하다. 그러나, 상부돔의 축대칭모델시 돔의 자오선 방향으로 규정된 강재량이 일정치 않고, 변화하게 된다. 기존에 연구에서는 이러한 강재량의 변화를 고려하지 못하고 반경방향으로 일정한 것으로 가정하여 구조해석을 수행하여 왔다. 이와같은 모델상의 제약으로 인해서 철근이나 텐던의 조기항복, 돔 정상부 부근에서의 부 정확한 변형특성을 보이고 있다. 본 연구에서는 실제 규정된 강재량을 유한요소모델에 반영하기 위해 정점부에서 자오선 방향으로 변화되는 강재량을 모델할 수 있는 기법에 대해서 연구하였으며, 연구결과를 바탕으로 격납구조물의 극한 내압해석을 수행하여 기존 모델방법에 의한 해석결과와 비교하였다.

To resolve several arguments raised for the current analysis of a structure like top hat, which is composed of flange, cylinder and plate, the dynamic response analysis is performed for the full and half models. The dynamic characteristics are investigated for full and half models and the results are compared between them. The responses such as bolt reactions and stresses due to random loading are also obtained using the analysis capabilities between commercial programs which have the routine for the random vibration analysis. Several general purpose structural analysis programs are used to get the response due to the random loadings. Also the application of the random loading and the effect of correlations are studied and the general directions for the generation of design load due to random loading are suggested.

방사성폐기물 영구처분장과 같은 대규모 지하 원자력시설의 운영중 안전성 평가를 위하여 지하 구조물의 지진 취약도 해석기법을 제안하였다. 지상구조물에 대해 적용되고 있는 Zion 방법을 모체로 하였으며 지하구조물의 특성 및 기술현황을 반영하였다. 지하구조물의 파괴양상은 구조물의 크기 및 형태, 수평 지압의 크기, 암반의 특성 등 많은 요인에 의해 달라진다. 처분동굴의 개념설계 결과에 대한 지진취약도 분석결과 수평지압계수의 영향이 매우 크며, 벽체부 또는 천정부에서의 숏크리트의 압축파괴가 가장 취약한 것으로 밝혀졌다.

본 연구에서는 고온의 천이 열하중을 받는 304 SS 재질의 액체금속로 원통용기에 대하여 진행성 변형기구인 열적 라체팅(thermal ratcheting) 변형거동을 해석하였다. 재료의 반복 소성을 나타내는 구성식으로서 Chaboche모델을 이용하였으며 이 모델의 적용을 위하여 ABAQUS의 사용자 프로그램을 개발하였다. 열천이 과정이 반복되는 동안에 축방향의 온도분포 이동에 따른 탄소성 해석을 수행한 결과 소성변형이 각 싸이클마다 누적되어 점진적 변형이 일어났으며 이 해석결과를 시험치와 비교함으로써 해석의 타당성을 검토하였다. 반복 소성거동에 대한 Chaboche 모델을 이용하면 천이 열하중을 받는 304 SS. 재질의 고온구조물에 대하여 라체팅 거동을 정량적으로 평가 할 수 있는 것으로 나타났다.

지진시 미끄럼 등과 같이 전형적인 비선형거동을 하는 구조물에 대한 동적해석을 수행하는 경우 먼저 입력지진의 가속도 시간이력에 대한 기준선 조정이 필요할 때가 있다. 인공적으로 작성된 지진기록의 경우 때로 가속도 시간이력을 적분하여 속도 및 변위 시간이력을 얻었을 때 증가하는 형태로 나타나 이로 인하여 비선형응답이 비정상적으로 커질 수 있기 때문이다. 본 논문에서는 바닥이 마찰거동을 하는 구조물에 대해 간단히 모델하여 이러한 예를 보였으며 또한 주로 사용되는 기준선 조정방법들의 응답영향을 비교하였다. 그 결과 입력지진의 기준선 조정을 하지 않는 것이 항상 보수적인 결과만을 보여 주지 않는다는 점과 기준선 조정의 방범에도 표준화가 필요하다는 점을 파악할 수 있었다.

사용후핵연료 건식 중간저장시설은 설계수명기간 동안 방사능 차폐, 냉각, 보호 등과 같은 주요 기능이 확실히 보장되도록 설계 및 유지·관리되어야 한다. 이러한 주요 기능은 여러가지 설계하중 하에서 구조물의 거동을 정확히 파악한 결과를 설계에 반영함으로써 보장된다. 본 연구에서는 구조물의 건전성을 보장할 수 있는 기능적 측면과 구조적 측면에서 고려되어야 할 항목 및 내용을 국외에서 적용되고 있는 기술기준을 토대로 하고 풍하중, 홍수방호, 내진설계, 열하중해석, 철근콘크리트 및 강구조물, 기초지반과 같은 세부항목에 대한 해석 및 설계의 연구결과를 추가하여 국내 원자력법령과 시행령에 부합되는 사용후핵연료 건식중간저장시설의 구조 및 설비기준을 개발하였다.

원자로의 가동 중지 중이나 재장전시 원자로가 설치되어 있는 수조의 냉각수가 증기발생기 안으로 유입되는 것을 막는 장비로써 노즐댐을 사용한다. 현재의 노즐댐은 알루미늄 재질로 그 무게가 무거워 노즐댐 작업자가 취급하기 어렵다. 이 노즐댐의 경량화와 동시에 구조적 강도를 증가시키기 위해서 비강성이 높은 탄소섬유 강화 복합재료와 굽힘 강성 및 전단강성을 증가시키기 위하여 벌집구조(honeycomb)의 알루미늄을 사용하여 KAERI 노즐댐-II를 설계하였다. 노즐댐에 발생하는 응력 해석을 통하여 중앙판과 측면판의 변위가 충분히 작은 값을 가지면서 파괴지수도 충분히 작은 값이 되는 탄소섬유의 적층각도를 구하였으며, 중앙판은 ［$\pm$15］로 적층하고 측면판은 ［$\pm$45 ］로 적층 하였다. 그리고 각 판의 최대 파괴지수는 중앙판의 경우 0.32, 측면판의 경우 0.27 이었고 최대변위는 각각 3.1mm, 2.7mm로 노즐댐을 사용할 때 예상되는 하중에 대하여 노즐댐의 구조적 건전성을 입증하였다.

This paper presents a geometrically non-linear formulation for the general curved beam element based on assumed strain fields and Timoshenko's beam theory. This general curved beam element is formulated from constant strain fields. And this element, designed in a local curvilinear coordinate system, is transformed into a global cartesian system in order to analyze effectively the general curved beam structures located arbitrarly in space. Numerical examples are presented to show the accuracy and efficiency of the present formulation. The results obtained from the present formulation are compared with those available in the literature and analysis by ANSYS.

원전 구조물의 대부분은 해안가에 위치하고 있어 염해와 장기적으로 발생하기 쉬운 피로, 중성화등 각종 열화조건에 노출되어 있다. 한편 구조물의 유지관리에 관한 기술은 근본적으로 체계적으로 확립된 절차에 따라 수행되어야 하는 것이 원칙이며 특히 원자력 발전소의 경우에는 결함요인을 사전에 제거함으로써 원자력 안전성에 대한 신뢰도를 높이기 위한 자체기술의 확립이 필요하다. 이러한 필요성에 따라 "원전 안전성 관련 콘크리트 구조물의 열화에 관한 연구"에서는 체계적인 열화현상 검사 절차 및 유지관리기술의 핵심 요소라 할 수 있는 각종 검사 및 이력사항들에 대한 데이터베이스 시스템의 구축, 표준적인 보수.보강 절차를 제시하였으며, 이러한 제반 성과들이 원전 구조물의 유지관리업무에 실용화 될 때 원전의 안전성 향상에 크게 기여하리라 생각된다.여하리라 생각된다.

일체형 원자로는 증기발생기 및 가압기를 압력용기 내에 설치한 것으로서 연결배관이 없기 때문에 배관의 파단에 의한 대형 냉각재 상실사고를 근원적으로 배제하고 전체계통을 단순화 시킬 수 있다. 증기발생기는 대부분 관류식으로서 일체식과 모듈식이 사용되고 있다. 본 연구에서는 모듈식 나선형 증기발생기를 사용한 일체형 신형경수로의 예비 개념설계를 수행하였다. 가압기는 원자로 내에 별도의 용기를 설치하는 내장형 자기가압기를 채택하였다. 제어봉 구동장치는 핵분열 반응열을 이용한 원자로 기동을 위하여 반응도를 미세하게 조정하는 것이 가능하고 지진하중과 같은 동하중의 영향을 최소화하기 위하여 원자로용기 외부로의 돌출부분을 최소화하는 설계개념을 채택하였다. 냉각재 펌프는 Canned Motor Pump를 원자로용기 상부에 수직으로 직접 부착하는 개념을 사용하였다.

Core support barrel (CSB) assembly is one of the most important reactor internals structures supporting and protecting the nuclear core during normal operation and faulted events. For Yonggwang 3 and 4 (YGN 3&4), the adequacy of the analytical response prediction of reactor internals for flow induced vibration was demonstrated through the comprehensive vibration assessment program (CVAP) performed during hot functional test. Besides, the vibration characteristics of the CSB of operating nuclear power plant can be examined via the excore neutron noise monitoring signal. In this paper data from YGN 4 analyses, CVAP, and neutron noise monitoring system are compared and evaluated. In general, the results are comparable each other and conservative enough to ensure sufficient design margin and structural integrity. Further investigations on the modelling and analyses procedure are recommended to utilize the experimental results to the maximum extent. And collection of the neutron noise data is desired to serve as a baseline information.

핵연료를 고밀도로 저장하고 수송하기 위한 핵연료저장대 및 수송용기등에 중성자흡수재로 사용되는 Borated Stainless Steel (BSS)의 기계적 특성에 대해 검토하였다. BSS는 사용후연료의 저장 및 수송시 중성자흡수재로서 뿐만 아니라 구조재로 사용되기 때문에 구조물의 건전성측면에서 기계적 특성은 중요하다. 본 논문에서는 BSS의 기계적 특성 중에서 붕소농도 증가 및 중성자 조사전후 재료의 인장강도 및 항복강도, 충격에너지 및 경도 등에 대해 검토하였다. BSS는 원자력 부품용 지지구조물의 구조재로서 ASME 코드화되는 경우 핵연료 저장 및 수송용기등에 널리 활용될 것으로 판단된다. 검토된 자료는 BSS를 사용하는 핵연료 저장대의 구조설계에 활용될 것이다.

This analysis is to investigate the benefits and disadvantages of increasing the pressure tube wall thickness for CANDU reactor. Creep analysis of the pressure tube was performed for slightly enriched uranium (SEU) to establish the reduction in axial elogation and diametral creep provided by a thicker wall pressure tube.

격납건물용 콘크리트는 그 배합이 변경될 때마다 장기거동 특성시험 (크립, 건조수축, 탄성계수, 포아슨비, 열팽창계수 등)을 수행하여 그 시험결과를 설계회사가 텐돈의 인장 작업전까지 검토하게 되어 있으나, 이 중 크립(Creep)시험은 특성상 장기간이 소요되는 관계로 적시에 시험결과를 제공할 수 없는 경우가 종종 발생한다. 본 연구에서는 이 경우 유사한 배합비를 가진 콘크리트와의 물성치 대비 및 크립 변형율의 예측을 통하여 실험치가 허용치 이내에 드는 가를 분석하므로써, 사용된 콘크리트의 크립거동에 대한 안정성을 검토하였다.

CANFLEX 연료봉 다발을 구성하는 우라늄 펠릿이 장전된 핵연료봉의 공기중 진동특성을 진동 실험과 유한요소 해석을 통하여 구하였다. 유한요소 해석 시에는 우라늄 펠릿의 강성은 무시하고 질량은 지르칼로이 튜브에 부가하며, 연료봉 양단의 용접부위를 단순 지지보로 처리하는 모델을 제시하였다. 이 모델로부터 얻은 해석결과를 진동실험에서 구한 측정값과 비교하였다.

Flow induced vibration experiments were done to determine the vibration magnitude of tubes in the economizer tube lane region of a steam generator. The objective of this experiment is to demonstrate that the tubes are not susceptible to harmful levels of vibration at 100% of full power flow and to quantify the remaining design margin at 120% and 140% of full power flow.

During the plant operation, steam generator U-tube assembly will potentially be subject to adverse environmental conditions which can cause damages to them. This report addresses the major design factors of CANDU type steam generator which are intended to minimize the potential tube damages. Such factors include U-tube material, high circulation ratio, tube-to-tubesheet joint, tube support design. Also a few suggestions are presented for the design and performance improvement of CANDU type steam generators.

대구경유압식스너버의 잠재적 기능상실은 미국원자력규제위원회(USNRC)에서 인정한 주요안 전성 문제중의 하나이다. 본 보고서는 한국표준형원전의 증기발생기와 원자로냉각재펌프에 설치되어있는 대구경유압식스너버 중 단일 스너버의 기능상실에 대하여 지진과 가상분기관파단의 시간이력해석을 수행하여 구조적영향을 보였다. 지진 입력은 SRP 3.7.1 에 따른 가상적 시간이력이며, 분기관파단 입력은 파단전누설기법(Leak Before Break) 적용에 의하여 배제되지 못한 분기관파 단인 증기발생기 주증기배관과 증기발생기 주급수배관의 가상파단을 이용하였다.

강진에 의한 원전구조물의 동적해석시 지반의 비선형특성은 반드시 고려해야 할 사항이다. 지반의 비선형특성은 지반-구조계의 동적응답을 구하는 과정에서 가장 중요한 요소중의 하나며 이를 고려한 비선형 지진해석은 일반적으로 매우 복잡하고 정해를 구하기가 매우 어려운 문제다. 본 연구에서는 비선형 해법으로 널리 사용되고 있는 등가선형화방법을 사용하여 계측결과가 있는 TEPSCO 비선형 지진문제를 해석하였으며 이 방법의 정확도와 적용성을 분석하였다. 아울러 축대칭기법을 사용하여 비선형지진해석을 수행할때의 문제점에 관해서도 검토하였다.

배관 및 기기 등의 지지부 정착에 사용되는 확장형 앵커는 여러 종류의 진동하중을 받게 되므로 그러한 하중에 대한 동적저항능력이 시험에 의하여 확인되어야 한다. 확장형 앵커의 동적시험 요건이 ASTM E488에 기술되어 있으나 내진시험 입력, 피로전단시험 입력 등 일부 요건이 구체적으로 명시되어 있지 않아 시험기관에 따라 시험조건이 자의적으로 결정될 수 있다. 따라서, 본고에서는 코드 시험요건이 구체적이지 못한 사항을 조사하여 적정 요구수준을 제시하였다. 또한, 국내에서 수행된 동적시험내용 검토결과, 현행 동적설계방안의 일부보완이 필요함을 확인하였다.

현재 원전의 내진해석 절차에는 수직방향의 동적해석모델을 집중질량-보요소 모델로 나타내고 있으나, 층슬래브이 동적유연성을 합리적으로 고려할 수 있는 기준이 마련되어 있지 않다. 본 연구에서는 벽체로 지지된 4변고정 슬래브를 유한요소모델 및 집중질량모델로 이상화한 후 고유치해석 및 시간이력해석을 수행한 결과, 현재 층슬래브의 수직응답을 얻기 위해 통상적으로 사용되는 일련의 단자유도계 모델은 이에 상응하는 유한요소모델의 각 모드에 대한 평균응답밖에 주지 못함을 확인하였고, 각 모드 층슬래브의 최대응답을 얻기 위해서는 각 고유진동수가 최소한 이자유도계로 모델링되어야 하며, 이때 이자유도계에 분배할 질량 및 연결보의 강성크기가 각각 1:5와 1:6일때 잘 일치함을 확인하였다. 또한 이렇게 결정된 모델링 방법은 실제 전단벽 구조물의 해석을 통해 그 적용성이 입증되었다.

원자력발전소의 지진에 대한 절대안전성을 확보하기 위하여 설치된 지진감시설비망에 과도진동이 유발되는 사례가 자주 발생하여, 이에 대한 원인을 분석하고 대책을 강구하는 연구를 수행하였다. 현재 울진1,2호기 배관상에 설치되어 있는 가속도계 및 응답스펙트럼기록기에 작업자의 실수로 인한 인위적인 충격이나 배관진동에 의해 과도한 진동이 발생할 수 있다는 개연성을 밝혀 내고 이러한 지진감시설비의 개선 및 적합한 설치장소에 대하여 의견을 제시할 수 있는 계기를 마련하였다.

월성 2, 3, 4호기(중수로형 원자로) 원자로빌딩에 대한 지진절연 베어링의 효과를 예측하기 위해 해석적 연구를 수행하였다. 이를 위해 월성 원자로빌딩이 lumped-mass로 모델링되고 0.2g 설계 기준지진(DBE)을 적용하여 지진절연 베어링을 사용한 모델과 사용하지 않은 모델이 비교되었다. 지진절연 베어링을 사용하지 않은 원자로빌딩의 1차 고유진동수는 5.4Hz였고, 지진절연 베어링을 사용한 것은 0.7Hz까지 낮아 졌고 원자로빌딩 높이에 따라 거의 일정한 가속도로 나타났다. 지진절연 베어링을 사용하지 않은 원자로빌딩의 최대변위는 7mm였고 지진절연 베어링을 사용한 것의 변위는 106mm였다. 그러므로, 지진절연 베어링을 사용함으로써 지진하중은 크게 감소시키는 반면 큰 변위를 수용하기 위한 부가적설계가 수반되어야한다.

본 논문은 GIS를 이용하여 원자력 발전소 건설을 위한 최적의 부지 선택 방안을 연구한 것이다. 근래 고도 경제 성장에 따라 전력 사용량이 날로 증가되고 있으며 이에 따라 발전소의 추가 건설이 시급한 실정이다. 그러나 발전소 건설에 필요한 적지가 희소한 실정이며 정부의 국토이용 계획, 각종 개발 제한 사항에 의해 갈수록 제약을 받게 되어 부지 선정에 많은 어려움이 예상된다. 본 논문에서는 기존의 원자력 발전소 입지선정 절차를 근간으로하여 부지평가에 영향을 주리라 예상되는 지질, 골재원, 수송조건, 부지표고, 용수원, 해상조건, 접안조건 및 주변환경, 인구 분포 등의 부지평가 요소들을 중심으로 하고, GIS를 이용한 부지평가 항목의 분석을 통하여 원자력 발전소 부지의 최적 후보지를 결정하는 개념적 방안을 제시하였다.

모든 물체는 물체를 구성하는 재료의 성질과 구조의 형식에 따라 각각의 고유주기를 갖고 있으며, 구조물을 구성하는 재료는 시간의 경과와 더불어 경년열화 과정을 거치므로 구조물의 고유주기는 조금씩 길어지는 경향을 갖는다. 그러므로 구조물의 건설 당시에 동적특성을 파악해 놓았다면 구조물에 문제가 발생했을 시의 동적특성을 측정하여 구조물의 손상 여부를 판단하는 중요한 열쇠가 된다. 본 연구는 자연적으로 발생하는 진동 또는 인간이 사회생활을 영위하면서 항상 발생하고 있는 지반의 미소한 외력인 상시미동을 이용하여 구조물의 동적특성을 측정하고 구조해석을 통한 해석결과와 비교 분석하여 구조물의 진동특성을 파악하는 편리한 도구로써 상시미동이라는 진동측정방법의 실용성을 확인하였으며, 고유진동수의 변화추이는 구조물의 건전성을 평가하는 새로운 지표가 될 수 있음을 제안하였다.

우리나라와 같이 강진의 발생이 거의 없는 지역에서, 가까운 장래에 예상되는 지진동 파형을 추정하는 기법으로서는 설계응답스펙트럼에 위상정보를 가미하는 모의지진동에 의한 작성방법을 흔히 사용하고 있으며, 이에 사용되는 위상스펙트럼의 특성을 랜덤으로 가정하는 경우가 대부분이다. 그러나 본 논문에서는 우리들이 일반적으로 랜덤으로 취급하는 위상스펙트럼에도 지진의 특성이 반영되어 있을 것이라는 가정하에 위상차분의 특성과 포락파형의 상관관계를 도출하고 위상차분을 고려한 모의지진동 작성방법을 제안하였다. 지진파형의 포락곡선을 확률분포로 사용하여 계산한 위상차분스펙트럼의 형상은 지진파형의 포락곡선과 거의 유사함을 확인하였고, 지금까지는 랜덤으로 취급한 위상스펙트럼에 물리적인 의미를 부여하는 계기가 되었다. 그러므로 앞으로 한반도에서 지진관측자료가 축적되어 한반도에서의 특징적인 위상차분스펙트럼이 정의된다면 우리나라의 지형조건이 고려된 진일보된 설계지진동을 작성할 수 있을 것이다.

동경전력(주)가 도쿄만 근처에 건설한 높이-직경비가 비교적 큰 지진시험모델(TEPSCO모델)에 수행한 강제진동시험결과와 시험모델의 지진응답을 해석하고 분석하였다. 재료시험과 지반조사 결과를 이용하여 예측해석모델을 만들었고, 시험시에 계측된 측정치를 반영하여 예측해석모델을 수정하여 예측후상관해석모델을 작성하였다. 해석은 진동수영역과 시간영역에서 각각 이루어졌다. 연구결과로 TEPSCOT모델의 경우는 부지와 시험모델의 형상특성으로 인하여 지반의 재료감쇠비가 동적응답에 미치는 영향이 지배적이었음을 알 수 있었다.

지반특성에 따라 지진발생시 면진구조물과 비면진 구조물의 응답특성이 어떠한가를 평가하기위해, 1940 El Centro 지진을 입력지진으로 하고, 면진구조물로는 가압경수형 원자로격납건물을 이용하여 수평(NS) 및 수직지진입력에 대한 시간이력해석을 수행하였다. 0.5Hz 수평면진 구조물의 경우 수평방향 가속도응답은 지반특성에 무관하게 거의 변화가 없으며, 또 2Hz 이상에서 비면진구조물의 수평지진가속도응답보다 현저히 낮은 가속도응답을 갖는다. 면진베어링의 수직방향 21Hz 고유진동수는 풍화암의 경우 수직방향 가속도응답에 영향을 주지 않으나. 경암의 경우 원자로지지점에서의 수직방향 가속도응답을 전반적으로 증가시킨다. 비면진 구조물의 경우 지반의 강성이 약할수록 가속도응답이 비교적 큰 폴라크레인위치에서 수평 및 수직방향 가속도응답이 감소되는 것으로 나타났으며, 특히 수직방향의 가속도응답이 크게 감소하는 것으로 나타났다.

이 논문에서는 지반과 기초를 일반적인 3차원 유한요소로 모델링하고, 유한요소의 바깥영역은 일반적인 모드의 축대칭 유한요소와 축대칭 Hyperelement를 사용하여 전달경계로 모델링하여, 유한요소와 전달경계의 경계에서 두 요소간의 연계에 의하여 기초에서의 동적강성행렬을 구한다. 이를 위하여 3차원 유한요소와 축대칭 요소간의 연계방법을 제안한다. 제시되는 기초의 동적강성행렬은 x,y,z방향의 병진성분과 x,y,z축에 관한 회전성분의 6자유도로 표현된다. 이 논문에서 사용한 3차원 유한요소와 축대칭 요소의 연계 방법의 검증을 위하여 구형기초와 등가의 강성을 갖는 강체원형기초의 동적강성행렬을 구하고 이를 비교하였다.

In order to ensure a concrete expansion anchor is suitable for a given application, the load resistance behavior of the anchor must be known. ASTM E488 provides a standard method of testing expansion anchors for static and dynamic loads. Due to the many types of anchors available commercially and the large variability of applications, the ASTM does not delineate all details or requirements necessary to comprehensively determine the dynamic load behavior of concrete expansion anchors. A test program is presented in this paper which was developed and implemented to determine the cyclic load behavior of wedge-type concrete expansion anchors. Test results are also presented along with a discussion of the behavior of anchors, and their suitability for use.

본 연구는 일정 지역의 확률론적 지진위험도 (Probabilistic Seismic Hazard) 평가와 관련하여 전문가가 제시한 제1차 입력자료를 이용하여 제2차 입력자료를 도출할 때 입력자료의 다단계화를 통하여 각 단계별 구간의 입력자료가 확률론적 지진위험도 불확실성에 미치는 상대적 영향을 분석하였다. 확률론적 지진위험도 분석을 위하여 미국지질조사연구소 (USGS) 및 미국 로렌스리버모어 연구소(LLNL)가 개발한 전산코드를 각각 이용하였고 또한 전문가가 제시한 제 1차 입력자료는 기존 연구보고서에서 주어진 자료를 이용하였다. 분석결과 지진활동도 변수 특히 지진규모의 각 단계 및 감쇠특성함수의 진앙거리 단계에 따라서 확률론적 지진위험도의 절대값 및 불확실성에 미치는 영향의 차이가 상대적으로 크다는 것이 확인되었다. 또한 부지별로 이러한 분석을 함으로서 확률론적 지진 위험도 곡선에 영향을 미치는 임의 부지에 고유한 임계 지진규모 및 임계 진앙거리에 대한 분석을 통하여 전반적으로 불확실성을 감소시킬 수 있다.

To derive the optimimum antenna launching condition for fast wave current drive, the propagation and absorption of the ion cyclotron range of frequencies waves are studied in a KT-2 tokamak plasma. We sove the kinetic wave equation in one dimensional slab geometry with the phase-shifted antenna array to inject the toroidal momentum to electrons. The accessibility conditions and the guidelines of the optimum antenna design for the efficient current drive are derived. The dependence of the current drive efficiency on launching conditions such as the phase and spacing Is presented.

KT-2 토카막 진공용기의 투자율이 $\mu$ο 보다 큰값을 갖게 될때 플라즈마에 미치는 영향을 평가하였다. 이를 위해 POISSON 코드를 이용해 null point 위치변화, 최외곽밀폐자기면의 변화, 진공용기 내부의 자장변화 등을 계산하였다. 진공용기의 투자율 변화의 최대 허용치를 1.15$\mu$o 라 정할때 플라즈마가 받는 영향은 무시할 수 있었다.

KT-2 poloidal-field (PF) system is designed to cope the up-down symmetric double-null (DN) and asymmetric single-null (SN) discharges with typical plasma parameters, in which three sets of "design-basis" scenarios - the ohmic heating (OH), the 5MW and the high bootstrap (HIBS) baseline modes - are applied. The power and energy demand for each cases are also deduced. The peak power and the maximum energy requirements for the KT-2 magnet system, incorporating the PF and the toroidal-field (TF) coils, are proven to be 123MW and 1601MJ, respectively when it is driven in DN configuration. The KT-2 PF system is capable of achieving the machine mission of creating a 500kA heated plasma with a current flattop of $\geq$20 seconds.

The observed characteristics of magnetic oscillations in L-H transition and disruption are described. Two kinds of MHD magnetic probes are used in order to cover broadband frequency range from 1.3 kHz to 300 kHz in the H-mode. Depending on the probe's position and frequency, different characteristics are observed. Precursor like oscillation in L-H transition, and the difference between sawtooth and ELM are discussed. All disruptions during the current rising phase are related with m＝2 or m＝3 mode. Different disruption characteristics for different operation conditions could be found in the MHD probes.

The design of the vacuum vessel of KT-2(a large-aspect-ratio, mid-size tokamak) is presented. The KT-2 vacuum vessel provides necessary environments to contain a plasma of double-null configuration with elongation of up to 1.8. The vacuum vessel is designed as an all-metal welded structure. Eddy currents are induced on the vessel during all stages of the plasma operation. Influences of the continuous vessel on the plasma were investigated. No significant effect of the vessel on the plasma in every aspect of null formation, plasma initiation, plasma control was found. Stresses and deformations in the vessel by atmospheric pressure and electromagnetic forces due to the eddy currents were calculated using 3D FEM code.

In this paper, the 100 % non-inductive current drive scenarios are addressed for the steady-state operation on KT-2 tokamak, with the profile control using fast wave and lower hybrid wave as the external tools. Considering the stability, the well-aligned current profiles with a reversed-shear and $q_{min}$ > 2.0 has been favor-able in high ${\beta}_{p}$ plasma, together with a possibly higher bootstrap current fraction. Therefore, the effects of the auxiliary heating power profile on the control of MHD favorable current profile are evaluated in detail.

원자력발전소 증기발생기 전열관의 레이저 슬리브 용접시, 레이저 전송 및 용접상태의 광학적 감시방법을 개발하였다. 전열관 레이저용접은 용접 중의 레이저 출력, 레이저 전송 광학계의 파손여부, 광학 정렬상태 등을 정확히 감시하며 수행하여야 하지만, 작업공간의 협소함과 방사능 공간이라는 어려움 때문에 적절한 감시방법이 없었다. 본 연구에서는 레이저 빔 전송을 위한 광섬유 광학계를 그대로 이용하여, 용접시 발생되는 radiation과 용접 표면에서 반사되는 Nd:YAG 레이저 빔을 측정하여 레이저 및 광학계 상태를 실시간 감시할 수 있는 기술을 실험적으로 확인하였다. 실험은 Inconel plate를 시편으로 이루어졌으며, 레이저 펄스길이, 레이저 반복률에 따른 감시 조건과 초점확인 기능에 대해서도 논의하였다.

원자력발전소의 전열관 보수용접 기술 개발을 위해 Inconel 600 재질의 plate 판에 레이저 용접실험을 수행하였다. 레이저 발진기로 부터 발진된 레이저 빔은 광섬유를 통하여 전송되고, 집광렌즈군를 이용하여 용접이 이루어지도록 하였다. pulse 레이저 용접 변수인 펄스폭, 반복율, 첨두출력 및 용접속도를 변화시키면서 용접결과를 측정하였다. 이에 따른 적절한 용접범위를 제시하였다.

국제적 핵통제강화방안의 하나로 진행되고 있는 것이 프로그램 93+2의 IAEA보장조치 제도 강화방안이다. 프로그램 93+2는 1990년 걸프전쟁이후 현 IAEA보장조치 체제하에서는 이락과 같은 핵개발프로그램에 대해 미신고 핵활동의 탐지에 원활히 대처하지 못하였던 경험에 비추어 IAEA의 현제도에 한계가 있음을 인식하고 미신고 핵활동과 비밀의 핵시설을 탐지할 수 있도록 기존의 보장조치체제를 강화시키되 비용효과를 높이려는 시도이다. 본 논문에서는 프로그램 93+2의 주요 내용인 정보에의 접근 확대, 현장 접근의 증가, 현재 시스템의 최적활용에 대하여 그 구체적 내용을 살펴보고 이러한 보장조치 강화내용의 실시단계에서 우리가 취할 수 있는 대안을 제시하였다.

우리나라 원자력기술 수준은 정부와 원자력위원회의 적극적인 개발정책 제시와 관련기관들의 헌신적인 노력에 힘입어 영광 원전 3,4호기의 준공으로 95%를 상회하는 것으로 평가되고있다. 하지만 이는 상업용 원자력 발전소의 개발ㆍ이용 능력이며 비발전 분야를 포함하는 원자력 미래기술의 개발능력 수준은 아직 이에 못미치고 있다. 이러한 국내 원자력기술 개발ㆍ이용의 상황을 고려하여, 본 연구는 원자력기술 선진국이라 할 수 있는 일본, 독일 그리고 프랑스 등에서 수행한 과학기술 미래기술 평가 사례를 조사하고 여기에서 나타난 원자력 미래기술의 종류와 각 기술에 대한 예측, 평가 결과를 조사하고 국가별 평가 결과의 비교를 수행한다. 이 연구는 기존의 원자력기술에서 시야를 넓혀 과학기술의 범주에서 원자력 미래기술을 조명하고, 또한 원자력 선진국의 원자력 미래기술 평가를 통해 중대 전환기의 우리나라 원자력 개발ㆍ이용 발전방향의 수립에 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 판단 된다.

우리나라는 1957년 창설 회원국으로 IAEA에 가입한 이래 우리나라 원자력 산업의 발전에 따라 보장조치와 관련한 협력이 증대하고 있다. 이러한 협력으로는 우리나라 원자력 시설에 대한 IAEA 사찰, 한-IAEA 보장조치 검토회의, SAGSI 활동 등이 있으며, IAEA는 우리나라의 원자력 산업 규모와 기술 능력을 고려하여 우리나라와의 협력을 강화하고자 하고 있다. 우리나라로서는 국내 통제체제의 확립과 우리나라 원자력 활동에 대한 국제적 투명성 및 신뢰도 증진을 위하여 IAEA와의 긴밀한 협력이 필요하다. 향후 우리나라는 보장조치 의무사항의 이행 뿐 아니라, IAEA Technical Office 설치, 사찰장비의 공유, 사찰의 공동 수행, 공동연구 등을 포함한 IAEA 지원 프로그램의 추진과 같은 진보된 형태의 협력을 추진토록 하여야 할 것이다.

국제적 핵비확산체제의 일환으로 추진중인 CTBT(Comprehensive Test Ban Treaty) 협상에서 제기된 IDC(International Data Center)의 기능에 관한 세 가지 Option의 내용과 배경을 살펴보고 이를 국제적인 핵비확산 체재확립과 신기술의 국내도입이라는 두 가지 관점에서 비교하였다. 특히 신기술 국내도입의 면에 있어서는 개발도상국의 기술개발이론에 대입, 각각의 Option이 선택되었을 경우의 손익을 비교하였다. 전체적으로 국제적인 핵비확산 체제확립을 위하여서는 Option 1이 그리고 우리나라의 현실과 국익을 고려할 경우에는 Option 2가 비용효과면에서 가장 효율적인 것으로 나타났다.

보장조치 대상 원자력 시선에 대한 사찰 목적은 평화적 목적으로 사용되기 위한 시설 및 핵물질이 핵무기 생산 등의 비평화적 목적으로 전용되지 않았음을 확인하는 것이다. 이를 위하여 국제원자력기구에서는 보장조치 기준(IAEA Safeguards Criteria : 1991 - 1995)에 따라 적절한 검증 수단을 사용하여 핵물질의 형태 및 양, 시설의 운전기록 등에 대하여 보고된 내용과 실제 상황과의 일치성을 확인하고, 미신고된 핵활동이 없음을 확인하고 있다. 보장조치 측면에서 보면, 중수형원자로(CANDU)는 핵연료의 크기가 작고 운전중에 핵연료를 교체하는 방식(On Load Reactors)을 채택하고 있기 때문에 시설 내에서의 핵물질 이동이 매우 빈번하며, 사용후핵연료의 양 역시 경수형원자로에 비해 매우 많다. 따라서 중수형원자로에 대한 보장조치 사찰은 경수형원자로에 비해 사찰일수(최대허용사찰량 : 중수형원자로 45 인-일/년, 경수형원자로 15 인-일/년)가 훨씬 많고 보장조치 관련 장비 또한 매우 다양하다. 현재 운전 중인 월성 1호기에 이어 건설 중인 월성 2, 3, 4호기의 운전이 시작되면 중수형원자로에 대한 국제원자력기구 및 국가사찰 양이 급격히 늘어날 전망이다. 또한 월성 1호기의 경우 사용후핵연료 저장조의 용량 초과로 인한 건식저장고(Dry Canister)로의 이송이 1992년도부터 매년 실시되고 있으며, 이 기간 중에 이송 대상 핵연료의 검증 및 운반 중 전용을 방지하기 위한 추가적인 사찰이 수행됨으로써 많은 인력과 시간이 투입되고 있다. 또한 국제원자력기구에서 추진하고 있는 보장조치 강화 방안의 일환으로 현재 건설 중인 월성 2, 3, 4호기에 대해서는 월성 1호기에는 적용되지 않은 추가적인 보장조치 관련 장비의 설치가 고려되고 있다. 이에 따라 우리나라에서는 중수형원자로에 대한 국제 원자력기구의 사찰 기준 및 사찰 내용을 분석, 중수형원자로 보장조치 사찰에 대한 개선점을 도출하고, 후속기에 대해서 보다 효율적이고 효과적인 보장조치 방안을 적용토록 하여야 할 것이다.

북핵문제 해결의 대안으로 제기된 대북경수로제공 논의에서 우여곡절 끝에 '한국형경수로 제공'과 '한국의 중심적 역할'이 결정되고 이를 주관할 국제 컨소시엄인 한반도에너지개발기구(KEDO)가 구성되어 북한과는 공급협정을, 한국전력공사와는 주계약자지정합의서를 체결함으로써 상업계약 체결에 관계없이 일단 사업 착수를 위한 큰 틀이 갖추어지게 되었다. 이에 따라 울진 3, 4호기를 참조발전소로 한 경수로 2기가 우리의 주도로 2003년을 목표 시한으로 함남 신포 인근에 건설되게 되었다. 부지조사도 대체로 마무리되어, 곧 환경영향평가 작업이 있을 예정이다. 약 45억 달러가 소요될 건설 비용은 한국이 대부분을, 일본이 상당부분을, 미국이 일부를 맡기로 대체로 합의되어 있으나, 최종 확정에 앞서 논란의 소지가 남아 있으며, 사업 참여 지분을 두고도 KEDO 참여국 간에 갈등이 예상된다. 이 사업의 의의는 크게는 어려움을 겪고 있는 북한의 에너지난 타개를 지원함으로써 그들을 개방으로 이끌어 남북간 화해와 세계평화를 조장하며, 작게는 우리의 원자력산업이 세계시장으로 뻗어 나가기 위한 계기를 마련하는데 있다. 이를 통해 포지티브 섬으로서의 통일의 초석을 마련한다는 민족적 대의에 충실하고 국가이익에 좌우되는 신국제질서의 생리를 직시함으로써 남북문제에 있어서는 대승적 자세로, 국가간 경비분담과 지분배분 협상에는 자주적 자세로 임함으로써 모처럼 원자력계에 주어진 막중한 소임을 차질없이 완수할 수 있도록 해야 할 것이다.

우리나라, 미국, 일본, 독일 및 프랑스의 5개국과 국제원자력기구인 IAEA의 발전용원자로에 대한 안전규제기술 요건의 구성체계와 현황을 분석하고 이들 상호간의 비교·평가를 수행하였다. 이러한 결과들을 토대로, 향후 우리나라의 안전규제기술요건 개발에 반영하여야 할 주요 고려항목 설정 등 안전규제기술요건 개발방향을 제시하였다.

우리 나라는 한-IAEA 보장조치 협정에 따라 핵물질 및 시설에 관련된 보장조치 정보들을 IAEA로 보고하고 유지할 의무를 갖고 있으며, 양국간 체결한 쌍무 협정에 따라 핵공급국이 요청할 경우 수입된 원자력관련 전략물자들에 대한 정보들은 관련정보들을 제공할 의무가 있다. 국제 약속에 따른 국가 보장조치 의무사항들을 이행하고, 점차 규모나 범위가 방대해지는 원자력 산업을 국가에서 효율적으로 통제 및 관리하기 위해 필요한 정보분석 등을 위하여 국가차원의 보장조치 정보관리시스템이 요구되어 왔다. 본 논문에서는 국가 보장조치 정보관리시스템 구축을 위한 보장조치 정보분석, 고려사항 및 정보관리체제에 대하여 기술하였다.

국내 원자력 산업이 활성화됨에 따라 우리 나라의 IAEA 보장조치 대상시설과 시설에서 취급하는 핵물질이 지속적으로 증가하여 왔다. 점차 증가하는 시설과 핵물질들을 효율적으로 통제, 관리하고 원자력의 평화적 이용에 대한 대외적 투명성 제공 및 핵물질 취급에 따른 대외적 의무사항들을 효율적으로 이행하기 위한 국가차원의 법적, 제도적 정비가 요구되어져 왔다. 이에 따라 '95년에 개정된 원자력법 및 관계 범령에 따라 과기처는 '96년도부터 국가사찰을 실시할 예정이며, 이러한 국가사찰 및 국가통제 시스템을 원자력연구소의 원자력통제기술센터가 지원하도록 명시하였다. 이러한 근거로 개발된 국가사찰 지원시스템(National Inspection Support System : NISS)은 여러 가지 사찰기술 중에서 시설이 계량관리 자료를 정확하게 기록하고 유지하였는지에 대한 장부검증, 표본선택을 위한 계층분류 및 사찰결과보고서 작성 등을 수행 할 수 있도록 개발되었다. 이 시스템을 이용하여 사찰관은 시설 핵물질의 재고목록, 재고변동기록 및 근거서류 등과 같은 많은 계량관리 자료의 검증을 신속하고 정확하게 수행하여 업무의 효율성 및 검증결과에 대한 신뢰도를 향상시킬 수 있다.

원자력발전소는 화력, 수력발전소 및 화학플랜트와는 다르게 안전성을 최우선적으로 고려하여 건설되어야 하므로 이의 설계 및 제작에 코드 및 기술기준이 엄격하게 적용되고 있다. 기술기준은 산업이 발달함에 따라 해마다 개정되고 있는 바, 이를 건설중인 원자력발전소에 반영하기 위해서는 건설공기에 미치는 영향과 설계변경에 따른 기기 제작비용의 상승 등을 고려하여야 한다. 1995년 및 1996년부터 상업운전을 시작한 영광3호기 및 4호기와 현재 건설중인 울진3,4호기 원자로 계통설계에는 개정된 최신 기술기준이 거의 적용되지 않았으며, 설계에 반영하여야 할 필요성이 대두되거나 흑은 규제기관의 요구에 의하여 변경된 기술기준을 적용하여야 할 경우 사업자를 포함한 국내 관련사간의 혐의를 통하여 타당성을 평가한 후 설계를 변경하는 것이 일반적인 관례였다. 본 논문에서는 원자력발전소 설계의 기술기준 적용일 결정에 대한 법적 요건 및 국내외 기술기준 적용일 사례를 살펴보고, 원자력발전소 설계에의 기술기준 적용일 결정의 필요성과 기술기준 적용일을 결정하여야 할 경우 적절한 기술기준 적용일 선정방법 등을 분석하였다.

본 논문은 현재까지 수행된 신규 핵연료가공시설의 안전성 평가 내용, 안전심사의 경험을 통해 도출된 문제과 해결 현황 등을 제시한다. 이를 위해 신규 핵연료가공시설의 인허가에 관련된 국내의 관련 원자력법령체계의 특성을 고찰하고, 관련되는 국내외 규제요건 및 기술기준과의 비교를 통해 적용가능한 규제기준을 도출하여, 본 적용 기준에 따른 신규 핵연료가공시설의 안전설계 특성 평가 결과를 제시한다. 이러한 과정에서 도출된 주요 문제점과 그 해결을 위한 개선방향을 제언한다.

원전입지에 대한 주민반발문제는 경제성장과 더불어 가일층 증가일로에 있는 전력수요에 안정적으로 대처해야만 한다는 측면에서 시급히 극복해야만 할 사회문제이다. 본 연구에서는 바로 이러한 사회문제를 극복하기 위해 원전입지반발과 주민참여와 관계를 이론적으로 고찰하였고, 또한 삼척 원전 반발사례를 분석하였다. 분석결과, 원전반발과 주민참여는 매우 밀접한 관계에 있는 것으로 나타났다. 즉, 미흡한 주민참여는 원전반발에 직접적인 영향을 미치는 것으로 나타났다. 따라서 원전을 성공적으로 입지시키기 위해서는 정부가 일방적으로 원전정책을 결정하고 집행해서는 곤란하며, 원전정책에 반드시 지역주민들의 의사를 적극적으로 반영할 필요가 있다.

국내 가압 경수형 원자력 발전소 주제이실의 바닥에 가장 적합한 화재 감지기 선정을 위하여 원전 심사, 검사시 적용한 국내·외 화재감지기 설계 및 설치에 관한 법규와 규제요건의 종합적인 검토를 수행하고 원전의 주제이실 바닥 환경을 최대로 모의한 시험장치를 이용하여 선형열감지기와 공기 표본 추출형 연기감지기의 동작 성능을 비교 시험하였다. 시험 결과 케이블 화재시 공기 표본 추출형 연기감지기가 감도 및 응답특성이 정온식 선형 감지기 보다 우수한 것으로 확인되었다.

원전의 안전성을 보다 확보하기 위해서는 혁신적인 안전개념 도입과 체계적인 안전성 평가 및 성능검증의 강화가 수반되어야 한다. 본 논문에서는 신형 원전에 적용될 안전규제기술요건의 체계와 세부사항으로서 인간공학설계에 관련된 일반안전요건, 상세기술요건, 규제지침에 포함될 주요 내용의 기본사항을 제안하였고, 인간공학설계와 관련된 규제요건의 계층적 구조 방안을 정량화하고 가시화하기 위한 연구·개발될 내용과 방향을 제시하였다. 또한 제시된 요건에 관한 주요 기본사항들은 구체화하기 위한 다각적인 검증평가 과정과 추가 연구가 수행될 예정이다.

막대한 연구재원이 소요되는 원자력 개발분야에서 세계 초일류수준을 유지하고 있는 선진 원자력 연구개발사업기관들은 하나같이 종래에 도입한 "원자력 품질보증체제"를 확대시켜 "품질 무한경쟁시대"에 부응하는 "종합적 품질경영체제"를 도입하고 있다. 본 연구에서는 효율적인 연구소 경쟁력제고 방안도출을 위한 노력의 일환으로 현재 Total Quality Management(TQM) 체제를 도입하고 있는 해외의 ORNL(Oak Ridge National Laboratory), AECL(Atomic Energy of Canada Limited), ABB CE(Asea Brown Boveri Combustion Engineering), DNA(Defense Nuclear Agency)등을 방문한 결과를 토대로 연구소적 TQM체제 성공과 실패의 원인을 분석하여 도입당시의 추진조직, 추진전략, 추진효과에 대해 체계적으로 비교 분석하여 한국정서에 부합된 연구소적 성공 TQM체제 모델을 도출코져 시도하였다. 분석결과 이들 기관들은 TQM 추진을 위하여 먼저 단계별로 단기, 중기, 장기 계획을 수립하고, TQM 실무위원회를 구성하여, 최고경영자가 직접지휘하는 Top-down 방식의 TQM 추진으로 품질문제를 사전에 예방하고 있었다. TQM 도입 초기 실무부서로 부터의 적잖은 저항과 애로사항이 도출되어 많은 시행착오를 거쳤으며 지금은 TQM 정착단계에 있었다. 이러한 과정에서 원자력 선진기관들은 전사적인 TQM 교육을 통해 철저한 TQM 마인드를 고취시켰고 전 부서의 업무가 전사적 TQM 차원에서 수행되었다. 우리나라 원자력기관에서의 바람직한 TQM 도입 모델로서 첫째, 전직원 대상 TQM 교육실시를 통한 TQM 인식고취, 둘째, TQM 성공체제로서 "경영품질"에 초점을 맞춘 관리시스템 확보, 셋째, 동서문화 차이를 고려한 Bottom-up '||'&'||' Top-down 혼합방식을 제시하였다.ottom-up & Top-down 혼합방식을 제시하였다.

본 연구에서는 국내외 원자력 품질보증 시스템의 변화추세하에서 연구개발에서의 품질보증 시스템 적용환경과 적용범위를 문헌조사를 통해 분석하였으며 현재 개발되어 있는 국외 원자력 산업계의 품질보증 기준과 연구개발 품질보증의 적용사례를 비교, 분석하였다. 또한, 이의 도입을 위하여 연구원들의 품질에 관한 인식도를 설문을 통하여 조사하였으며 이를 토대로 원자력 연구개발 품질보증 매뉴얼을 어떤 방식으로 구성하는 것이 보다 현실적인지를 연구, 제시하였고 이의 정착을 위한 구체적인 시스템 수립 및 적용방안에 대해서도 고찰하였다.