• 디지털융복합연구
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• 제14권5호
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• pp.11-19
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• 2016

최근 SNS 사용자가 증가함에 따라 정부부처의 홍보에도 SNS가 주요 홍보채널로 등장하였다. 특히 리스크를 관리하는 데 있어서 SNS는 유용한 도구이자 새로운 도전 과제가 되었다. 우리나라에서 원자력은 주요한 리스크 중 하나이며, 원자력 규제기관이 국민과 어떻게 소통하고 있는가는 원자력시설에 대한 신뢰 혹은 수용성에 매우 주요한 영향을 미칠 수 있다. 이를 반영하여 본 연구는 한국(NSSC)과 미국(NRC) 양국의 원자력규제를 담당하는 정부부처의 SNS 활용과 수용자 반응을 비교 분석했다. 연구 결과, 양 기관 모두 '정보제공'목적의 포스팅이 가장 많았으며, PR유형의 경우 한국은 '관계관리 PR', 미국은 '이미지 PR'의 포스팅이 많았다. 수용자 반응을 살펴보면 참여형과 비주얼형(동영상, 카드뉴스, 인포그래픽 등)의 포스팅에 수용자들의 반응이 높았으며, 관계관리 PR에 대한 수용자 반응이 더욱 높았다. 이러한 연구 결과가 향후 정부부처 정책을 소통 전략을 수립하는데 있어 도움이 되길 기대해 본다.

• 기계저널
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• 제20권5호
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• pp.353-359
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• 1980

원자력산업은 막대한 자본이 필요로 하는 거대한 장치산업이다. 호기당 10억$ 이상되는 막대한 자금과 복잡한 계통으로 되어 있다. 더구나 100만 kw 전기출력의 원자력발전소를 1년가동후의 노심의 방사능은 무노 약 170억 규리(Ra로 17,500ton 해당)에 해당한다. 이것은 자연방사능만 존재하던 것이 인공방사능의 발생을 말한다. TMI-2원자로의 사고로 상업용원자력발전소의 안 전성확보 문제는 재평가하게 되었다. 미국원자력문제위원회에서는 그동안 각계각층에서 조사검 사한 사고분석평가 결과를 집약한 행동지침(NRC Action Plan: LUREG-0660)을 금년 5월에 학 정발표하였다. 즉 운전중인 발전소 및 운전면허를 받고 저 하는 전기사업자에 대하여 원자로안 전운전, 부지재평가가 설계변사 및 긴급퇴피계획분야에 대한 구체적인 행동지침을 제시하고 있다. 우리나라에서도 원자력발전이 유일한 대체에너지로 계획추진되고 있는 현시점에서 원자력발전 소의 안전성확보문제는 에너지수금계획에 못지 않은 중대한 과제라고 본다. 이러한 안전성문제를 제도적으로 관찰하기 위한 독자적인 규제기준의 규정이 가장 시급하며, 부지선정, 운전원의 훈련 방사선방어대책 등 우리나라 실정에 맞는 단장기계획을 국가적인 차원에서 수립해야 한다고 본다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.550-555
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• 1996

기존 발전소의 재장전수탱크는 격납용기 외부에 설치되어 있으며, 압력/차압 계측기를 이용하여 재장전 수탱크 수위를 측정하고 있다. 한편, 개량형 경수로기 경우에는 재장전수탱크를 격납용기 하부에 설치하도록 되어 있으므로 격납용기 벽이나 수집체적조 및 원자로 공동과 인접하게 되어 수위감시를 위한 압력/차압 계측기를 격납용기내에 설치하는 것은 매우 어려울 것으로 판단된다. 따라서, 본 논문에서는 격납용기내 재장전수탱크, 수집체적조 및 원자로 공동 수위계측기에 적용되는 미국 원자력규제위원회 및 전력연구소의 설계기준, 환경 및 기기생존 요건들을 검토한 후, 이에 따라 이 계측기들이 유지해야 할 설계 기능요건을 평가하고, 수위계측기의 형태 선정에 필요한 설계고려사항들을 파악하여 개량형 원자로의 해당 수위계측기의 선정 및 설계와 관련된 개념들을 설명하였다. 검토결과, 격납용기내 재장전수탱크 수위지시를 위해서는 압력/차압 계측기를 격납용기 외부에 설치하고, 수집체적조 및 원자로 공동의 수위감시를 위해서는 부유형 감지기를 사용하는 것이 발전소 운전 및 보수측면에서 장점이 있는 것으로 판단되어 이를 개량형 경수로 설계에 적용할 것을 제안하고자 한다.

• 동력기계공학회지
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• 제8권2호
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• pp.5-11
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• 2004

The failure frequency of the Emergency Diesel Generator(EDG) at Nuclear Power Plants(NPPs) is not so much lower than that of the Marine engines, whereas the running hours of the diesel engine at NPPs is much less than those of the engines for commercial service. The primary factor results from the severe surveillance test requirements such as fast start, large number of starting test, fast load-run, high load running, etc. The other factor comes from the excessive maintenance based on the engine maker's instruction manual that did not incorporate the peculiar characteristics of the diesel engines at NPPs. In this paper, the present preventive maintenance program on the basis of the Pielstick diesel engines was reviewed for the purpose of securing the reliability of the emergency diesel generator at NPPs and the ways for its improvement were presented by referring to the overseas cases for their applications.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.355-366
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• 1994

미국원자력규제위원회에서는 최근 안전해석에 최적전산코드의 사용을 허용하는 개정된 비상노심냉각계통 평가 규정을 제시하였다. 당 규정에서는 계통해석에 최적전산코드를 사용할 경우 불확실성 평가를 수행할 것을 요구하고 있다. 본 논문에서는 이러한 비상노심냉각계통의 규제요건을 만족하는 실제적인 최적평가방법론을 개발하여 대형냉각재상실사고에 적용하였다. 최적평가전산코드로는 RELAP5/MOD3.1을 개선한 RELAP5/MOD3/KAERI를 사용하였으며, 코드의 불확실성은 수개의 분리효과 및 총체효과 실험에 대한 평가를 수행함으로써 정량화 하였다. 적용대상 발전소로는 고리 3 & 4호기를 선정하였다. 민감도 분석을 통하여 응답방정식을 구성하였으며 각 응답방정식에 대하여 무작위 추출방식, Monte Carlo 방식으로 확률밀도함수를 구하였다. 최종 불확실성은 95%의 신뢰도로 정량화 하였으며 대형냉각재 상실사고시의 안전여유도에 대하여 논의하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권2호
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• pp.60-67
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• 2013

가우시안 플륨모델(Gaussian plume model)을 사용한 대기확산의 예측에서 확산계수는 결과에 중요한 영향을 미치는 변수이다. 확산계수의 평가방법은 다양하며, 본 연구에서는 미국 원자력규제위원회(U. S. NRC) 권고 규제지침, 캐나다 원자력안전위원회(CNSC) 권고 규제지침, 확률론적 사고결말해석코드 MACCS와 MACCS2에서 권고 또는 적용하는 방법을 고찰하였다. U. S. NRC에서 권고하는 부지적합성 평가를 위한 가상사고시 대기확산모델을 기반으로 확산계수의 평가방법이 대기확산인자에 미치는 영향을 분석하였다. 확산계수는 Pasquill-Gifford 곡선을 기반으로 각기 다른 연구자들에 의해 얻어진 곡선의 피팅식(curve fitting equations)을 적용 또는 권고하고 있음을 확인하였다. 수평확산계수는 모든 규제지침과 코드에서 플륨의 사행효과를 반영하여 보정하고 있으나 그 적용 방법에 있어서는 차이를 나타냈다. 수직확산계수는 U. S. NRC 권고 규제지침을 제외하고 표면거칠기를 반영하여 보정하고 있다. 특정 표면거칠기에 대해 확산계수의 적용방법에 따라 대기확산인자는 최대 약 4배의 차이를 나타냈다. 표면거칠기는 대기확산인자에 중요한 영향을 나타냈으며, 동일 적용방법에 대해 표면거칠기에 따라 대기확산인자는 약 2~3배의 차이를 나타냈다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2014년도 추계학술대회 논문집
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• pp.102-105
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• 2014

In accordance with U.S. Nuclear Regulatory Commission regulatory guide(NRC RG) 1.20(Rev.3), we are writing a comprehensive vibration assessment program(CVAP) design control document(DCD) and a technical report for U.S. NRC design certification(DC) of an Advanced Power Reactor 1400(APR1400) nuclear power plant(NPP). CVAP of an APR1400 NPP for U.S. NRC DC is classified as a non-prototype category 1 type. Therefore, CVAP DCD of reactor vessel internals(RVI) and steam generator internals(SGI) consist of analysis and full inspection program. However, piping system of primary and secondary system will be described as measurement program.

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2012년도 춘계학술발표회 초록집
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• pp.109-112
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• 2012

원자력발전소는 타 산업시설에 비해 화재발생 가능성이 낮으나 방사성물질 누출가능성을 최소화하기 위하여 심층방어와 다중방호 설계를 통한 안전성확보가 매우 중요하다. 이를 위해 국내에서는 화재위험도분석(FHA)과 안전정지능력분석(SSA) 및 화재 확률론적안전성분석(Fire PSA)을 수행하고 있으며, 이 중 화재 PSA는 주요 화재구역 선별, 구역별 화재발생빈도 및 기기손상확률 계산, 화재사고 경위분석 및 화재취약성 파악 등을 분석한다. 본 논문에서는 미국 원자력규제위원회(USNRC)와 전력연구소(EPRI)가 공동 연구개발한 화재 PSA 방법론인 NUREG/CR-6850 기법을 적용하여, 화재 PSA에 필요한 화재점화빈도(Fire Ignition Frequency)를 정량적으로 계산하였다. 정확한 결과값을 도출하기 위해 매크로를 이용한 프로그램인 FIFA(Fire Ignition Frequency Analyzer)를 개발하였으며, 향후 국내 원전 화재 PSA 분석업무에 유용하게 사용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제5권2호
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• pp.127-134
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• 2017

원자로내부구조물은 다양한 진동하중조건에서 안전성과 건전성을 유지해야한다. 그러므로 미국원자력규제 위원회는 펌프 압력 맥동에 의한 진동을 포함하여 음향으로 유발되는 진동을 평가하기 위한 규제지침서 1.20을 제시하고 있다. 본 논문은 음향-구조 연성해석 기법을 사용하여 펌프 맥동 가진으로 인한 해석을 위해 노심지지배럴 주변의 유체와 구조의 연성을 고려하여 해석하는 방법론을 제안하였다. 해석결과는 미국 Palo Verde 1호기 종합진동평가 프로그램 발전소 시험결과와 잘 일치한다. 따라서 제안된 해석 방법론은 펌프 압력맥동에 대한 노심지지배럴의 구조응답을 평가하기 위한 효과적 방법으로 판단된다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제30권4호
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• pp.20-26
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• 2016

원자력발전소의 화재방호 목적은 예방, 화재의 진압 및 영향을 완화하는 데 있으며, 화재가 발생하면 원자로를 안전하게 정지하여 유지하고 환경으로 방사성물질의 유출을 최소화하는 것이다. 미국의 원자력규제위원회는 10CFR50.48과 10CFR50 APP.R을 발행한 이래 지난 20여년간 화재방호와 관련하여 많은 일반 통신문(Generic Communications)을 발행하였으며, 미국원전 발전사업자(Nuclear Energy Institute)에서는 회로고장 해결을 위한 다중오동작과 관련된 결정론적 방법 등을 사용과 연계하여 위험도정보를 활용한 화재 안전정지분석 방법론을 개발하였다. 본 논문에서는 중수로원전의 주제어실 화재시 화재안전정지분석 방법론을 적용하여 안전정지용 한 계열의 안전관련 계통 및 기기가 손상되어도 원자로의 사고 후 안전정지를 달성하고 유지함을 확인하였다.