• 한국표면공학회:학술대회논문집
• /
• 한국표면공학회 1998년도 춘계학술발표회 초록집
• /
• pp.22-22
• /
• 1998

304 는 BWR(boiling water reactor)의 reactor 구조용 재료로 사용되고 있고, 합금 600 은 PWR(pressurized water reator) 의 증기 발생기 세관으로 쓰이고 있으며 모두 약 $280{\;}^{\circ}C$ 이상 의 원자로 냉각수에 노출되어 있다. 원자로 냉각수 분위기에서 두 합금의 공통적인 특정은 입계응력부식균열(IGSCC)에 민감한것과 IGSCC가 예민화(sensitization)와 관련이 있는 것이 다. 두 합금에서 일어나는 IGSCC는 원자력발전소의 부식피해중 가장 빈도가 높고 발생시 방사능 누출로 인하여 원전의 신뢰성을 저하시키고, 가동중단으로 인한 경제적 손실을 초 래하여 지난 20 년 동안 가장 심도있게 연구된 주제다. 304 은 크롬 탄화물의 업계 석출로 언하여 예민화된경우 IGSCC 에 민감한 반면 600 은 예민화된 경우 뿐만 아니라 용체화처리된 상태에서도 IGSCC에 민감하다. 오히려 600은 용 체화처리 후 700 C에서 15~20시간 시효처리를 하여 크롬탄화물을 업계에 석출 시커었을 때 IGSCC 저항성이 향상된다. 두 합금의 IGSCC 특정 중 큰 차이는 304는 임계균열전위 ( (critical cracking potential) 이 존재하여 부식전위(corrosion potential) 가 엄계균열전위보다 낮 은 경우 IGSCC 가 일어나지 않지만 그 반대인 경우 IGSCC 에 민감하게된다. 반면에 600 은 뚜렷한 임계균열전위가 존재하지 않고 양극 분극(anodic polarization) 뿐만 아니라 음극분극 시에도 IGSCC 가 일어난다. 이련 이유로 600의 IGSCC 가구로 피막파괴-양극용해(film rupture-anodic dissolution)외에 수소취성(hydrogen embrittlement)기구도 제안되고 었다. 원전의 냉각수는 고 순도의 물이지만 수 처리 과정과 웅축기 배관의 누수로 인한 산소, $Cu^{2+},{\;}S_xO_6{\;}^{2-}(x=3~6)$ 등이 유입되어 오염되는데 이려한 오염물질들이 수 ppm정도 소량 포함된 경우 응 력부식민감도는 상당히 증가된다. 산성분위기 흑은 산소, $Cu^{2+}$, 등이 소량 포합된 산화성 분위기 그리고 sufur oxyanion 에 오염된 고온의 물에서 600 의 IGSCC 민감도는 예민화도가 증가할 수록 민감하여 304 의 IGSCC 와 매우 유사한 거동을 보인다. 본 강연에서는 304 와 600 의 고온 물에서 일어나는 IGSCC 민감도에 미치는 환경, 예민화처리, 합금원소의 영향을 고찰하고 이에 대한 최근의 연구 동향과 방식 방법을 다룬다.

• 한국GIS학회:학술대회논문집
• /
• 한국GIS학회 2007년도 추계학술대회
• /
• pp.169-175
• /
• 2007

고리, 월성, 울진, 영광 등4개 원전부지와 하나로 연구용 원자로 부지에 대해 방사성물질의 대기 중 누출사고 발생 시 대축척 전자지도와 연계한 사고정보 파악, 예상피해분석, 방재시설 및 소개정보 활용 등을 통해 중앙정부 및 지방자치단체가 방사능 물질 피해지역관리 및 신속하고 효율적인 주민대응조치 수립을 위한 의사 결정 지원할 수 있는 방사능방재 지리정보시스템 구축이 필요하다. 본 연구에서는 고리, 월성, 울진, 영광, 대전지역의 원자력 발전소 및 연구용 원자로 반경 40km이내 지역의 행정경계, 도로, 등고, 수계, 건물 등의 일반지형지물정보와, 비상계획구역 내 마을의 상세정보, 집결지, 대피소, 교통통제소, 환경방사능감시기, TLD등의 방재시설물 위치 및 관련 상세정보, 관공서, 경찰서, 소방서, 보건소, 학교, 병원 등의 방재관련 지형지물 위치 및 관련 상세정보, 원전부지 내 인구분포, 보유 차량 분포, 농작물 재배 현황, 축산물 재배현황 등의 방재관련 사회통계정보를 포함하는 공간 및 속성 데이터베이스는 구축하였다. 이를 기반으로 방사선 피폭영향 평가시스템(FADAS)의 예상평가결과를 전자지도 상에 표출하고, 이에 근거한 예상피해를 분석하며, 소개단계 대상 마을 검색 및 바람장 분석을 활용한 소개경로 제시 등을 통해 주민보호조치 의사결정을 지원하며, 사고대응 및 소개현황 정보를 관리하는 웹 기반의 원자력방재 지리정보시스템을 확대 개발하였다. 방재시설물 및 방재관련 지형지물, 방재관련 사회통계자료의 검색기능 및 실시간 원전 바람장 정보조회, 실시간 ERMS 수집정보 조회, 수치예보 정보 조회, 온라인DB관리 등의 확대 구현을 통해 사고대응조치 및 피해분석업무를 지원하였다. 본 연구를 통한 원자력방재 지리정보시스템 완성을 통해 방사능 비상시 중앙본부와 지역본부 및 유관기관 간에 지리정보와 연계한 정확한 사고정보 및 방재정보의 신속한 공유를 제공하고, 적절한 비상대응조치 의사결정 및 주민보조조치 수행을 지원하여 효율적인 사고지역 관리 및 인적 물적 자원의 피해를 최소화하는데 기여할 것으로 기대된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
• /
• pp.387.1-387
• /
• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.344-351
• /
• 1995

증기발생기가 원자로압력용기안에 위치한 일체형원자로의 개발을 위해서 가장먼저 개발되어야 할 요소기술은 관류형 증기발생기의 설계기술이다. 증기발생기는 기존의 상용로에서 사용되고 있는 재순환형 증기발생기와 관류형 증기발생기로 분류 할 수 있는데, U-튜브를 사용하는 재순환형 중기발생기의 경우 습분분리기와 증기건조기 등이 많은 공간을 요구하고 있고, 또한 중기발생기를 압력용기 안에 위치시킬 경우 일차측과 이차측의 냉각수 유로형태, 유동장의 안정성 등의 문제 때문에 일체형원자로에서는 관류형 증기발생기의 도입이 일반화 되어있기 때문이다. 본 연구에서는 관류형(직관 및 나선 전열관형) 증기발생기의 열수력학적 설계 및 성능분석을 위한 프로그램, ONCESG를 개발했다. 개발된 모델링 및 컴퓨터코드의 검증을 위해 외국의 관류형 중기발생기(직관형:미국/영국의 SIR, 나선형:일본의 MRX, SPWR)의 설계자료를 ONCESG프로그램을 사용해 모사한 결과와 이미 발표된 설계자료와의 비교분석을 수행했다. 모사결과 계산된 관류형 증기발생기의 열전달면적, 압력 및 온도분포가 외국의 발표된 설계자료와 잘 일치했으며, 개발된 ONCESG코드를 일체형 신형원자로의 개념설계시 다양한 목적으로 활용할 수 있음을 보였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.55-60
• /
• 1995

CANDU형 원자로의 노심해석을 위해 핵연료 격자 및 반응도 설비(reactivity devices)에 대한 2군 군정수가 필요하다. 특히 CANDU형 원자로의 노심해석에 있어서 반응도 설비나 구조물은 증분격자 상수(Incremental Cross Section)에 의해 묘사된다. 현재 CANDU형 원자로의 반응도 설비의 증분격자 상수를 계산하기 위해 MULTICELL 코드를 사용하여 계산하고 있다. 그러나 weak absorber에 대해 기존의 증분격자 상수를 이용하여 계산한 반응도가는 시운전(Phase-B)조건에서의 노물리 시험치보다 다소 과소평가하고 있다. 본 연구에서는 증분격자 상수 계산 방법의 개선 방향을 모색하기 위해 SHETAN 및 MCNP 코드로 단일 격자에서의 반응도가를 계산하여 비교, 평가하였다. HCNP 계산의 결과는 조정봉(Adjuster rods)과 흡수봉/정지봉 (Mechanical Control Absorber/Shutoff rod)은 MULTICELL의 계산 결과보다 적으며, 경수영역 조절기(Liquid Zone Controller)는 크게 나타났다. 또한 SHETAN 코드를 이용한 결과는 MULTICELL의 결과보다 약간 크게 나타났다.

• 한국광학회지
• /
• 제11권6호
• /
• pp.379-384
• /
• 2000

레이저 냉각법을 이용하여 세슘 원자의 온도를 도플러 냉각 한계온도 보다 낮은 온도까지 냉각하였다. 자기-광 포획된 원자를 더 냉각하기 위해서는 냉각용 레이저의 주파수를 더 적색편이 시켜야 하는데, 이를 위해 본 연구에서는 세슘 원자 흡수선의 Zeeman 이동을 이용하였다. 이 방법으로 레이저 주파수 안정화를 유지하면서 레이저의 주파수를 약 40MHz 만큼 이동시킬수 있었다. 비행시간 방법으로 측정한 레이저 냉각된 세슘원자의 최저온도는 $2.2\muK$\pm$0.5$\muK$이었다. 냉각된 원자의 온도를 레이저의 주파수 및 세기에 따라 측정하였는데, 이광자 냉각 이론에 의한 계산결과와 잘 일치한다는 것을 알았다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
• /
• 한국에너지공학회 1995년도 춘계학술발표회 초록집
• /
• pp.117-122
• /
• 1995

원자력의 이용 분야 확대를 위하여 선박용 소형 동력로를 설계하였다. 본 연구에서는 다음의 제한 조건 및 설계 조건을 설정하여 핵적 개념 설계를 수행하였다. 노심의 부피는 국내 제작가능한 VLCC기종 유조선 기관실내에 배치 가능하도록 제한하였고, 선박의 정기 점검 기간에 맞춘 핵연료 재장전 주기 길이, 무붕산 노심 운전, 상용 가압경수로 보다 낮은 선출력과 출력 밀도, MUTSU호와 같은 1차 계통 열수력 조건, 등의 설계 조건을 설정하였다. 울진 3＆4의 핵연료 집합체의 길이만을 짧게 하여 사용하는 것에 대한 타당성 모색을 핵적 개념 설계 목표로 삼았다. 핵연료 집합체의 설계 및 반응단면적 생산은 CASMO-3 코트를, 노심 전체의 분석은 3차원 노달 코드인 KINS-3코트를 사용하였다. 개념 설계 결과, 노심 주기길이 690일을 달성할 수 있는 핵연료 집합체의 농축도와 갯수는 1.88%의 17개, 3.3%의 20개로 결정하였고, F$_{Q}$는 2.833이였고, 운전 상태에서의 감속재 온도 개수는 -24.8 pcm/$^{\circ}C$로 나타나서 한국형 원자로용 핵연료 집합체를 그대로 선박용 원자로에 사용 가능함을 볼 수 있었다.

• 한국막학회:학술대회논문집
• /
• 한국막학회 1997년도 춘계 총회 및 학술발표회
• /
• pp.50-51
• /
• 1997

가압경수로형(PWR) 원자력발전소에스는 원자로 출력조절을 위한 중성자 흡수체로 붕산(Boric Acid)을 사용하며, 불순물이 농축되는 것을 방지하기 위하여 이온교환수지로 수질 정화를 하고 있다. 그러나, 붕산으로 포화운전되는 이온교환수지에서 붕산보다 이온선택도가 낮은 실리카는 제거되지 않으므로, 원자력발전소의 운전년수 경과에 따라 1차계통수(원자로냉각재)의 붕산수중에 실리카 농도가 증가하게 된다. 한편, 실리카는 고온, 고압 운전조건에서 양이온불순물과 결합하여 핵연료피복재에 열전달을 방해하는 규석(Zeolite)층을 형성함으로서 국부가열(Hot Spot)에 의한 핵연료 손상을 일으킬 수 있으므로, 효율적인 실리카 제거기술이 요구된다. 따라서, 기존에 원전에서 사용하고 있는 Feed & Bleed에 의한 수질정화 방법은 다량의 폐기물 발생 및 붕산보충이 필요하므로, 역삼투막(RO)을 이용하여 붕소와 실리카의 최적 분리, 회수조건을 연구하고, 붕산저장 용량이 큰 SFP(Spent Fuel Pool)의 수질정화용 이동형 RO장치를 개발하기 위하여 붕산수중의 실리카에 대한 역삼투막의 선택적 제거특성을 검토하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
• /
• pp.1011-1012
• /
• 2004

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2010년도 추계 학술논문요약집
• /
• pp.53-54
• /
• 2010