• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.801-805
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• 1998

1000 MWe 국내 표준형 원전을 대상으로 노심이 손상되는 각종 중대사고 시나리오에 대하여 방사선원항 특성을 평가하기 위하여, 2단계 확률론적 안전성 평가 방법론에 따라 방사선원 방출군을 정의하고 원전 중대사고 발생시 격납건물 손상을 가정하여 각 방출군별로 격납건물 외부로 방출되는 방사능 방출율을 정량화하였다. 도출된 19개의 그룹중에서 방출률이 작거나 발생빈도가 낮은 7개를 제외하고 12가지 대표 사고경위에 대하여 계산을 수행하였으며, 분석결과는 격납건물 내에서 감쇄효과가 작은 증기발생기 세관 파단사고, 격납건물 격리 실패사고 및 조기 격납건물 파손사고 둥이 상대적으로 큰 방사능 방출량을 보여주었다

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2000.11a
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• pp.460-465
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• 2000

원자력 발전소의 중대사고는 비록 발생 확률은 매우 낮지만 사고 발생시 결말 효과가 크기 때문에 TMI 사고나 체르노빌 사고 이후 이에 대한 연구는 활발하게 진행되고 있다. 방사성 물질이 일단 환경으로 방출된 이후에 인체 및 환경에 영향을 미치는 주요 변수로는 풍향, 풍속, 강수량, 대기안정도로 대표되는 기상 조건과 방사선원 및 방출 고도, 열 함량, 방출 시간 등과 같은 방사선원 방출 특성에 관한 여러 가지 많은 변수들을 고려하여야 한다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.525-530
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• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.867-873
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• 1995

개방수조형 연구로인 하나로에서 가상적인 채널유동 차단사고에 따른 방사능 방출시의 환경영향을 부지 기상자료 측정결과를 이용하여 고공방출과 지표 면방출의 두가지 경로에 대해 평가하였다. 계산 결과, 지표면방출이 고공방출보다 피폭선량이 크게 나타났으나, 두 경우 모두 제한구역(EAB) 및 저인구지역(LPZ) 경계에서의 피폭선량 허용기준치를 만족하였다. 그리고 비상계획구역은 800 m로 설정하면 적절함을 입증하였다.

• Nuclear industry
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• v.16 no.5 s.159
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• pp.59-68
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• 1996

한국원자력연구소는 최근 원자력 선진국인 프랑스로부터 원자로 격납 용기 실험 용역 사업을 국내 최초로 수주, 그동안 꾸준히 수행해 온 중대 사고에 대한 원전 안전성 확보를 위한 연구 성과를 국외에서 인정받게 되었다. 본 실험의 목적은 프랑스 900MWe 표준 원전 캐비티 모형에 대한 중대 사고시 고압 방출에 의해 캐비티 밖으로 방출되는 용융 노심 파편물의 방출량을 측정하고, 방출분율을 예측하는 상관식의 검증과 캐비티의 구조 특성을 고려할 수 있는 상관식을 개발하는 것으로서, 금년 2월부터 내년 1월까지 수행한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.473-480
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• 1996

영광 3/4호기 mid-loop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고시 열수력적 현상을 최적 전산코드인 CATHARE2를 이용하여 해석하였다. 이러한 사고시 열수력적 현상은 일,이차측 냉각재 방출유로와 계통내 비응축성 가스의 거동에 의해 크게 영향을 받는다. 본 연구에서는 2개의 경우를 모의하였는데, 하나는 계통내 방출유로가 있는 경우이며 다른 하나는 방출유로가 없는 경우를 계산하였다. 이 때 사용된 가정은 다음과 같다. (가) 계통은 부분충수 운전 상태로 상부에 비응축성 가스나 증기로 가득 차 있다. (나) 증기발생기는 1대만이 이용 가능하고 이차측은 습식보관 상태이며, 보조급수는 공급되지 않고 이차측 압력은 대기압 상태이다 (다) 사고는 원자로 정지후 2일후 발생한다. 이와같은 조건하에서 사고시 계통 최대압력은 방출유로가 있는 경우 사고후 6,000 초에 0.27 MPa이며, 방출유로를 통한 유량은 총 2.4 kg/s이다. 이 방출유량을 외삽하여 계통수위가 고온관 바닦까지 도달하는데 걸린 시간은 사고후 약 5.67시간이다. 증기발생기 U-튜브를 통한 열전달에 의해 이차측 증기 발생으로 이차측 수위가 하락하면 증기발생기 reflux cooling은 제한을 받을 수 있다. 이 경우 이차측 수위가 U-튜브의 active 영역 상부까지 도달하는데 걸리는 시간은 사고후 약 10시간으로 계산되었다. 그러므로 이 경우 보조급수 공급 여유시간보다 노심 노출시간이 더 빨리 도달하여 노심을 손상시킨다. 사고시 수위지시계는 계통감압에 큰 영향을 주지 못하기 때문에 가능한 빨리 닫아 계통 inventory를 유지하는 것이 이차측 보조급수공급보다 우선한다.합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\

• Nuclear industry
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• v.7 no.8 s.54
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• pp.37-39
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• 1987

체르노빌사고는 특별한 사고원인과 특유의 방사능 방출조건이었음에도 불구하고 서유럽국가에서는 경수로에서의 중대사고 문제를 정치적 논쟁으로 가져갔다. 그 결과 과거에는 이와 같은 사고의 방지에 주력하던 노력이 지금은 중대사고에 의한 영향을 경감시키는 방향으로까지 확대되고 있다.

• Nuclear industry
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• v.20 no.6 s.208
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• pp.31-44
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• 2000

본 연구에서 액체금속로의 노심용융(core meltdown)으로 인한 초 즉발 임계(super-prompt critical)의 출력 폭주 사고시, 노심의 반응도 및 열수력 특성 변화와 에너지 방출량등을 계산하기 위하여, Bethe-Tait 방버론을 수정, 보완한 분석 모델이 개발되었다. 주요 보완 내용으로서는, 금속 연료 노심의 단상 액체 영역에서의 선형의(Linear) threshold 형태의 상태 방정식뿐만 아니라 포화 증기(saturated fuel vapor) 영역에서의 상태 방정식이 개발되었고, 이에 따른 노심 붕괴 반응도(disassembly reactivity)의 분석 모델이 개발되었다. 또한 도플러 반응도 효과를 고려하기 위한 분석모델도 아울러 개발되었다. 상기 보완 모델을 실행할 수 있는 수치 해석 프로그램이 개발되었고, 이를 활용하여 KALIMER에서 HCDA가 발생하였을 경우 노심에서의 에너지 방출량 계산이 수행되었다. 분석결과 도플러 효과와 포화 증기 영역에서의 압력 증가 및 노심팽창의 중요성이 확인되었다. 도플러 효과가 고려되지 않을 경우 HCDA는 분석된 모든 반응도 삽입률에 대하여 폭발적인 에너지 방출과 함께 사고가 종결되는 것으로 평가되었다. 그러나 도플러 상수가 최적 평가치인 -0.002인 경우 50$/s이하의 반응도 삽입률에서는 노심은 비등점(0.8KJ/g)에 도달치 않았으며, 설계 기준 사고인 100$/s의 경우에도 노심은 포화 증기 영역에 머물고 압력이 급격히 증가하는 단상(single phase)액체 영역의 threshold 값에 미치지 않기 때문에 사고는 핵연료 증기(vapor)의 점진적인 분산과 함께 종결되는 것으로 분석되며, 총 에너지 발생량은 약 1,800MJ로서 기계적 손상 에너지로 전환되는 분율을 고려할 때 KALIMER 원자로 용기의 구조 설계 기준치에 비해 상당한 여유도를 갖는 것으로 평가되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.580-587
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• 1995

1979. 3.28 미국 TMI-2의 사고를 계기로 개발된 증상기준 비상운전절차서는 고리 3,4/영광 1,2호기의 경우 '92. 2에 개정된 ERG-18를 근거로 하여 각 발전소 운전담당 자들에 의하여 확인 및 검증 (Verification S Validation) 작업을 통하여 금년부터 본격적으로 적용되기에 이르렀다. 그러나 비상운전절차서의 특성상 리 발전소별 특정 설정치의 계산에서 어려움을 겪었으며 아직도 재확인 작업을 통한 최적화 여지가 상 당부분 잔존하고 있다. 여기어서는 고압발전소인 고리-3,4/영장-1,2호기 비상운전절차서에 있어서 증기발생기에 공급되는 정상 밋 비상급수의 전체 상실사고시 노심 노출 방지 및 노심 열 제거를 위해 적응되는 기능회복절차서의 "2차 열제거원 상실시 조치" 중 방출 및 충전 운전의 성공적 시작점을 계산, 개정된 비상운전절차서와 비교하여 특정 발전소의 방출 및 충전 운전 설정치를 제시하였고, 이러한 결과로부터 현재 보수적으로 설정된 값의 완화를 유도하여 방출 및 충전 운전 시작전, 운전원으로 하여금 급수확보를 시도할 수 있는 시간여유의 연장을 도출할 수 있었다.도출할 수 있었다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2009.11a
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• pp.202-203
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• 2009