• Nuclear industry
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• v.37 no.5
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• pp.52-66
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• 2017

• Nuclear industry
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• v.7 no.4 s.50
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• pp.86-87
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• 1987

미국원자력규제위원회(NRC)의 조사에 의하면 배관파단의 원인은 파단부 부근의 배관내면이 심하게 감육하고 있으며 원자로 트?후의 2차계의 압력변동에 견디지 못했기 때문이라고 보여지고 있다.

• Nuclear industry
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• v.25 no.4 s.266
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• pp.49-57
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• 2005

• Nuclear industry
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• v.8 no.11 s.69
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• pp.18-25
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• 1988

`79년도 TMI사고와 `86년도 체르노빌사고는 전인류에게 많은 충격을 주었으며, 원자력발전소의 안전을 강조했던 모든 원전보유국은 입을 다물 수 밖에 없었다. 본고에서는 Harold R. Denton씨가 그동안 미국 원자력규제위원회(NRC)에서 규제업무를 맡고 있던 경험에서 얻은 귀중한 교훈에 대해 기술하고 있다.

• Nuclear industry
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• no.5_6 s.13
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• pp.65-66
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• 1983

미국원자력산업회의(AIF)는 최근 TMI원전사고후에 이루어진 개선에 관한 보고서를 작성하였다. 이에 따르면 $\lceil$미국내 원자력산업은 약 4년전의 TMI원전사고이후 크게 변하였다. 전력회사들은 원자력규제위원회(NRC)의 명령사항과 연방정부의 요구를 자주적으로 그 이상 실시하고 있다$\rfloor$고 한다. 다음은 동 보고서의 개요이다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1997.11a
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• pp.185-190
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• 1997

1991년 7월, 미국원자력규제위원회(USNRC)에서 발표한 미국 정비규정1은 5년간의 준비 기간을 거쳐 1996년 7월에 모든 미국 원자력발전소 (이하 "원전"이라 칭함)에 적용되기 시 작하였다. 정비규정의 일부 내용을 간추려 보면 다음과 같다. "모든 원전은 산업체 경험을 고려하여 주요 구조물, 계통, 그리고 기기(Structure, System, Component: SSC)에 대한 성능목표(Performance goal)를 수립해야하고 수립된 목표에 대해 SSC의 상태 또는 성능을 감시(monitoring)해야만 한다. SSC의 성능 또는 상태가 목표와 다를 때는 적절한 보완 조치 가 취해져야 한다". (중략)

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2003.05a
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• pp.102-107
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• 2003

원자력발전소의 산업계와 규제기관에서는 원자력발전소의 성능(performance)수준 향상과 대 국민 알권리 충족, 규제업무 효율화를 위하여 정량적인 성능지표를 개발하여 사용해왔다. 국내의 원자력 규제 기관인 한국원자력안전기술원은 WANO (world association of nuclear operators)와 미국 핵규제위원회(NRC)의 발전소 종합성능평가 (reactor oversight process)에서 사용하는 성능지표를 토대로 국내 원자력발전소 성능지표를 개발하여 사용 중이다 ( 1 ). 개발된 국내 원자력발전소의 성능지표는 초기사건, 안전계통 신뢰도, 방사선 안전 등 11개 지표로 이루어졌다. 각 지표별 등급을 4개(녹색, 하늘색, 노랑색, 주황색)로 나누어 알기 쉽게 표시하였다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.327-332
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• 1996

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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.441-447
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• 1996

보수적 방법론(Evaluation Model)으로 계산된 냉각재상실사고 해석의 결과는 너무 비현실적이고 보수적이라는 문제점이 제기되어 왔으며, 이를 해결할 수 있는 방안으로 미국 원자력규제위원회(USNRC)에서는 1988년에 최적 방법론(Best Estimate Model)을 적용할 수 있도록 규정을 개정하였다. 이에 따라, 한국원자력연구소에서는 수정된 RELAP5/MOD3를 근간으로 대형냉각재 상실사고 최적 방법론을 개발하였다. 개발된 최적 방법론을 울진 3,4호기에 적용하여 해석을 수행하였으며 그 결과를 보수적 방법론으로 계산된 결과와 비교하여 주요 변수들의 거동을 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2013.10a
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• pp.399-401
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• 2013