원자로 노심을 축방향으로 일차원 해석을 하고, 가입경수로형원자로의 안전성 해석에 적용할 수 있는 중성자 동특성프로그램 BIK를 개발하였다. BIK프로그램내에서 공간변수에 대해서는 유한차분법이, 시간변수에 대해서는 $\theta$-시간적분법이 채택되었다. 또한 도플러 및 감속재 궤환과 제어봉구동 등을 자세히 묘사하는 모델들이 포함되었다 핵모델의 검증은 ANL검증문제를 통해 이루어졌고, 고리 1호기의 제어봉 인출사고시의 노심출력 변화를 계산하였다. 이상의 계산결과 BIK동특성프로그램이 노심의 중성자 속 변화를 일차원해석의 한계내에서 비교적 정착하게 묘사할 수 있으며, 가압경수로형 원자로의 안전성 해석에 유용하게 사용될 수 있다는 것이 증명되었다.
복합재난은 과거 보다 더 많은 피해 및 손실을 발생시킨다. 예상치 못한 결과를 발생 시킬 수 있기 때문에 항상 대비되어야 한다. 특히 원자력발전소와 같은 시설에서의 사고는 기후상황에 따라 큰 문제를 야기 시킬 수 있기 때문에 문제 발생에 따른 다양한 상황을 가정하고 모의실험을 통해 연구가 선행되어야 한다. 본 연구에서는 복합재난 대응을 위한 시스템을 설계하고 이 시스템 연구를 위해 필요한 요소기술들을 정의해 보았다. 기본적으로 고성능 컴퓨팅과 대용량 데이터를 기반으로 하는 계층적 구조의 시스템을 구성하였다. 시스템 개발을 위해 융합분야에서 미들웨어 연구 만 아니라 응용분야 연구, 데이터 연구, 의사결정지원 서비스 연구가 필요하다.
Recently, the continuing operation of nuclear power plants has become a major controversial issue in Korea. Whether to continue to operate nuclear power plants is a matter to be determined considering many factors including social and political factors as well as economic factors. But in this paper we concentrate only on the economic factors to make an optimum decision on operating nuclear power plants. Decisions should be based on forecasts of plant accident risks and large and small accident data from power plants. We outline the structure of a decision model that incorporate accident risks. We formulate to decide whether to shutdown permanently, shutdown temporarily for maintenance, or to operate one period of time and then periodically repeat the analysis and decision process with additional information about new costs and risks. The forecasting model to predict nuclear power plant accidents is incorporated for an improved decision making. First, we build a one-period decision model and extend this theory to a multi-period model. In this paper we utilize influence diagrams as well as decision trees for modeling. And bayesian statistical approach is utilized. Many of the parameter values in this model may be set fairly subjective by decision makers. Once the parameter values have been determined, the model will be able to present the optimal decision according to that value.
최근 원자력 발전소, 의료 시스템, 항공 시스템 등과 같이 사람의 생명과 밀접하게 관련되어 있는 소프트웨어로 제어하는 시스템들이 점차 늘어나고 있다. 차량에서 또한 차량 제어 소프트웨어의 오작동으로 인한 잦은 사고로 인하여 운전자와 탑승자의 생명을 위협 받고 있다. 이러한 문제로 인하여 차량시스템 제어 소프트웨어도 안전성 확보를 위한 기술로 차량에 통신 기술을 접목한 차량 통신 기술에 대한 관심이 높아지고 있다. 차량 운전자 뿐 아니라 탑승자의 안전과 밀접하기 때문에 많은 연구가 진행되고 있다. 이러한 많은 연구 중 긴급메시지전송 시스템은 차량 간 통신(V2V)을 통한 운전자의 안전성 확보에 대한 연구다. 본 논문에서는 차량 긴급메시지 전송에 필요한 모듈을 구조적으로 나누고 이를 통하여 긴급메시지 전송시스템 구조의 안전성을 평가한다. 긴급메시지 전송시스템의 안정성을 검증하기 위하여 오토마타 모델링을 통한 시스템 구조를 설계하고 검증을 위해 CTL 논리식 정의, SMV(Symbolic Model Verifier)검증도구를 통한 시스템 안전성 모델 검사를 하였다.
LPG-related accidents, which account for half of all gas accidents in Korea, have not shown any sign of decrease over the past decade, partially owing to the lack of effective safety improvement measures. The purpose of this study was to identify the effectiveness of improvement measures by analyzing the traits of accidents in terms of human factors, and to seek more effective accident prevention strategies. In this study, 108 accident cases were collected and analyzed in the aspect of accident characteristics such as violation type, human factors, and so on. The results showed that the work procedures of suppliers and engineers related to LPG accidents seemed to be similar in outward appearance; however, specific accident causes and unsafe behaviors were different. Particularly, type and target of violations were different, which could be visually confirmed by the Principal Component Analysis (PCA) and the Quantification Techniques (QT). Furthermore, for engineers, insufficient supervision was a major influencing factor. In conclusion, because the accident characteristics of suppliers and engineers are different, differentiated accident prevention strategies should be implemented, which was discussed in this study.
2011년 일본 후쿠시마 원전 사고 이후 국내외에서 관련 연구 및 관리체제 정비가 이루어지고 있다. 국내에서도 물의 방사능 오염에 대한 우려가 높아졌으며, 이에 따라 환경부를 중심으로 물 속 방사성 물질 관리체제 정비가 이루어지고 있다. 본 연구에서는 원전 사고의 피해 당사국이며 인접국가인 일본의 관리체제 정비 현황을 분석하였다. 분석한 결과 일본에서는 법제 정비 후 문부과학성이 방사능 측정의 이론적인 내용을 규정하고, 환경성은 실제 공공수역 및 지하수의 수질 오염 상황을 감시하며, 지방자치단체 등 관련된 일선 기관에서 물 환경의 방사능 오염 상황을 모니터링하고 있다. 지역별로 보면 지방측정소들은 전 국토 대상의 조사를 분담하며, 원자력 시설 주변에서 별도의 모니터링을 하고 있으며, 원전 사고 이후 후쿠시마 인근 지역에 대한 모니터링이 추가로 운영 중이다. 기준치 중 음료수 및 수도수의 관리 목표치는 10 Bq/kg이며, 후쿠시마 주변 공공수역과 지하수는 1 Bq/L로 되어 있다. 측정 주기는 매 시간에서 연 1회까지 다양하며 검사에 따라 정기적 또는 부정기적으로 실시되고 있다. 주된 측정 항목에는 공간선량률, 전${\alpha}$, 전${\beta}$, ${\gamma}$핵종, Cs-134, Cs-137, Sr-89, Sr-90, I-131 등이 있다. 이에 비해 우리나라는 원자력시설 주변과 먹는 물에 대한 규제기준은 정비되어 있는 반면, 일반적인 공공수역에 대한 관리는 2014년에 시작되었다. 따라서 향후 WHO 등의 가이드라인을 참고하여 국내 체계를 보완할 것으로 예상된다. 일본의 관리 체계는 우리나라의 일반적인 공공수역 방사성물질 기준을 확립할 때 참고가 될 수 있다고 사료된다.
국제원자력기구(IAEA)에서 주관하는 국제비교프로그램 EMRAS-2($\underline{E}$nvironmental $\underline{M}$odelling for $\underline{RA}$diation $\underline{S}$afety, Phase 2)의 도시오염평가분과에서는 도시지역의 방사성핵종 거동 모델에 대한 평가능력의 시험과 향상을 위해 방사능사고 시나리오를 설계하였다. 모델간 예측결과의 비교를 위해 선정된 도시지역에서 방사능오염 사건이 발생한 계절(여름철, 겨울철) 및 사건이 발생한 당일의 강우조건(강우 없음, 약한 강우, 강한 강우)을 고려하였고, 각기 다른 피폭자 위치에서의 다양한 대응행위에 대한 공기중 흡수선량률의 시간에 따른 변화를 분석하였다. 국내모델 METRO-K를 사용한 예측결과가 모델간 비교를 위해 도시오염평가분과에 제출되었다. 본 논문에서는 동 시나리오에 대해 METRO-K로 예측한 결과의 일부로써 대상 도시지역에 위치한 24층 상업용 건물의 1층 실내에서의 대응행위에 따른 선량저감의 효과를 제시하고 분석하였다. 평가 결과, 방사능오염 사건이 발생한 당일의 강우강도 및 계절에 따른 대응행위별 피폭저감 효과는 분명한 차이를 나타냈다. 이는 방사성핵종의 각기 다른 표면으로의 침적량과 침적 후 거동, 적용되는 대응 행위에 대한 저감효과의 차이에 기인한 것으로 분석된다. 이러한 결과로 부터 만일의 원자력발전소 사고나 방사능분산장치의 폭발 등과 같은 불의의 사건이 발생하여 도시지역에서 방사능오염이 발생될 경우, 방사능피폭에 따른 인체위해 뿐 아니라 경제 사회적 영향을 최소화하기 위해서는 사건이 일어난 시점의 계절 및 강우조건을 고려한 대응행위의 선택이 중요한 것으로 확인되었다.
본 논문은 원자력발전소의 내환경기기검증(EQ)을 위한 HVAC 과도분석 방법에 대한 내용을 기술하고 있다. 분석 대상 격실은 비안전관련 HVAC 계통에 의해 공급되는 격실 중에 원자로 안전정지를 담당하는 중요기기가 위치한 구역/격실을 선정하였다. 그리고 해당 HVAC 계통이 공급되는 건물별로 HVAC 과도시 온도조건을 분석하였다. 본 분석을 위해서 GOTHIC 전산코드를 사용하였다. 온도분석 결과는 원자로 보조건물 환기계통(DVN)의 W315/W415 격실에서 $82.2^{\circ}C$로 가장 높은 온도값을 나타내며, 제어봉구동장치 전원공급건물 및 보조급수펌프실(DVG) 계통의 W229 (Auxiliary feedwater pump room) 격실에서 $52.7^{\circ}C$, 기기냉각건물 환기계통(DVI)의 전 격실에서 $42.9^{\circ}C$, 전기건물 주환기 계통(DVL)의 L207 (Hot workshop) 격실에서 $57.3^{\circ}C$를 각각 나타났다. 이러한 온도값은 일반적인 원전의 기기검증 제한값인 $171^{\circ}C$이하이므로 내환경검증 요건을 만족하는 온도이다.
원자로 냉각 계통의 배관 파열에 근거한 냉각재 상실 사고를 방출계수 0.4에 대하여 분석하였다. 분석은 원자로 냉각계통의 배관 파열에 의하여 발생된 감압부터 노심 복구까지의 전 과도 상태를 포함한다. 계통 열수력과 핵연료 성능 평가를 위하여 BLOWDOWN 단계에서는 RELAP4/MOD6-EM 코드와 RELAP4/MOD6-HOT CHANNEL 코드를 사용하였으며 REFLOOD 단계에서는 RELAP4/ MOD6-FLOOD 코드와 TOODEE2 코드를 각각 사용하였다. LOWER PLENUM 충전을 고려하기 위하여 DOWNCOMER에서 증기-물역방향 유동과 과열벽효과를 근사하여 간단한 해석적 모델이 개발되었다. EOB 발생시의 정보를 근거로 하여 재충전지속 시간과 초기 복구 온도가 계산되었으며 RELAP4/MOD6에 의한 분석결과와 비교하여 상당한 일치를 보였다. 또한, 조기 EOB 발생에 영향을 미치는 계통변수의 연구가 수행되어졌다. DOWNCOMER와 UPPER HEAD사이의 마찰손실이 조기 EOB 발생에 지대한 영향을 미쳤으며 적당한 마찰손실계수의 선택을 통하여 조기 EOB 발생을 방지할 수 있었다. 노심 nodalization이 여섯 개인 경우와 세 개인 경우의 분석 결과가 계통열수력학적 면에서 유사한 결과를 나타내지만, 좋은 결과를 얻기 위하여 전자의 경우가 요구된다.
가상적인 냉각제 상실 사고시의 조건하에 일어날 수 있는 취약화 현상에 대한 자료를 얻기 위하여 고온의 수중기 분위기에서 Zircaloy-4 핵연료피복관의 산화거동과 기계적성질 변화에 대한 연구를 수행하였다. 시편은 캔두형핵연료 피복관으로 사용되는 질칼로이 튜브를 사용하였으며 냉각제 상실 사고시 야기될 수 있는 수중기 분위기속 90$0^{\circ}C$와 1,00$0^{\circ}C$에서 유지시간을 변경하여 가면서 산화시켰다. 질칼로이 피복관의 표면과 내부에서 ZrO$_2$ 및 $\alpha$상의 형성속도 E는 온도와 시간의 함수인 E=1.1√Dt+0.002로 나타났다. 여기서 D는 온도에 의존하는 화산계수임. 시편에 대한 인장강도, 후프강도 및 연신율을 측정한 결과 단시간 산화된 시편의 인장강도는 원래의 피복관에 비해 처음에는 약간 증가하다가 계속되는 유지 시간에 따라 감소하였다. 후프강도는 유지 시간에 따라 많이 감소하지 않았으며 외경 방향의 인장율을 급격히 감소하였다. 피복관의 선택 방위 측정 결과 원래의 피복관 입자는 대부분이 기저면(0001)에 대한 극축이 외경 방향에 평행하게 놓였었으나 1,00$0^{\circ}C$에서 열처리한 경우는 극축이 외경 방향에 수직으로 변경됨을 알 수 있었으며 이러한 결정면의 방위분포 결과가 후프강도의 유지에 기여하는 것으로 추측되었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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