• 한국정보통신학회논문지
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• 제18권7호
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• pp.1671-1680
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• 2014

원자력 발전소에서 예기치 못한 사고가 발생하거나 발전소를 해체하는 작업을 수행하는 과정에서는 방사선 물질의 유출에 대한 우려가 항상 존재한다. 유출된 방사선 물질을 제거하기위해서는 방사선의 분포에 대한 정확한 정보를 획득할 수 있는 기술이 필요하다. 그러나 방사선 물질의 직접적 취급은 매우 제한적이기 때문에 방사선과 관련된 기술의 개발은 미리 시뮬레이션을 통하여 그 가능성을 검토하여야 한다. 본 논문에서는 방사선 물질의 분포에 대한 3차원 정보를 획득할 수 있는 방사선 영상화 기술을 시뮬레이션하였다. 두 개의 가상의 1차원 방사선 센서를 이용하여 스테레오 방사선 영상을 획득하고, 스테레오 시차를 이용하여 가상의 방사선 물질에 대한 3차원 거리 정보를 획득하였다. 점과 면으로 구성된 가상의 방사선 물질에 대하여 스테레오 방사선 영상 및 3차원 정보의 획득이 가능함을 시뮬레이션하였다.

• 디지털융복합연구
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• 제15권3호
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• pp.175-180
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• 2017

전 세계적으로 IT 산업이 발전함에 따라 소프트웨어 산업 또한 크게 성장하였으며, 사회전반에 걸쳐 일상생활에서부터 금융과 공공 기관까지 영향력을 미치고 있다. 특히 ICT 기술의 활성화로 인해 소프트웨어 산업은 더욱 고도화 되고, 다양한 기능과 기술을 공유하게 되었다. 그러나 이렇게 성장하는 소프트웨어 산업과 비례하여 제공되는 서비스에 치명적인 위협을 가할 수 있는 다양한 보안 위협 또한 크게 증가 하였다. 이미 OpenSSL 하트블리딩 취약점으로 전 세계적으로 큰 이슈를 일으켰으며, 그밖에도 이란의 원자력 발전시설, 미국의 에너지 기업들이 소프트웨어 취약점으로 인해 많은 피해를 입었다. 본 논문에서는 응용프로그램 보안 사고의 큰 비중을 차지하고 있는 소프트웨어 취약점을 효과적으로 탐지 식별 할 수 있는 블랙박스, 화이트박스 테스트를 연계한 하이브리드 퍼징 시스템을 제안한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권4호
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• pp.433-440
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• 2001

IAEA, FDA, WHO, CEC를 포함한 상이한 국제기관에서 권고하고 있는 방법론에 따라 국내 방사능 비상계획을 위한 기초자료로 활용하기 위해 음식물의 오염에 대한 유도개입준위를 평가 비교하였다. 원자력발전소의 사고 결과에 중요 핵종인 $^{137}Cs,\;^{90}Sr\;^{131}I$이 고려되었다. 선량에 대한 개입준위는 ICRP의 신권고 (ICRP-60) 평가체제에 근거하여 적용하였다. 음식물에 대한 유도개입준위는 국제기관에서 권고하고 있는 방법론에 따라 약 10배까지 차이를 나타내며, 전반적으로 FDA와 WHO 방법론에 근거한 유도개입준위는 IAEA와 CEC 방법론에 근거한 유도개입준위에 비해 보수적 (보다 낮은 값)이었다. 유도개입준위에 대한 결정 연령 군으로 우유는 모든 핵종에 대해 3개월 유아, 나머지 대부분의 음식물의 경우 $^{137}Cs$은 성인, $^{90}Sr$은 15세, $^{131}I$은 5세로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권2호
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• pp.27-35
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• 1993

중수로형 원자로에서 방출되는 사용후핵연료 다발을 안전하게 운반할 목적으로 CANDU 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 핵연료의 연소도는 7,800MWD/MTU, 냉각기간은 5년으로 하여 ORIGEN2 코드로 방사선원을 구하고 이것으로 핵연료 378다발을 운반할 수 있는 수송용기의 차폐체 두께변화에 따른 선량을 영향을 비교하였다. 계산은 ANISN과 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 해석결과 최적의 차폐구조를 선정 하였으며, 또한 IAEA 및 국내 원자력법의 수송법규에 명시된 정상수송 및 가상사고조건에 따른 차폐해석을 수행하여 CANDU 수송용기의 안전성을 입증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.413-423
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• 1993

본 논문에서는 경수로 노심 용융사고시 1차계통의 압력이 높은 경우에 발생하는 격납용기 직접가열 현상에 대한 실험연구를 하였다. 실험은 고리 1,2호기와 영광 3,4호기의 1/30 축소규모와 고리 1,2호기의 1/20 축소규모를 실험모형으로 하여 수행되었으며, 고리 1,2호기의 경우 축소 규모에 따른 검증도 시도하였다. 실험의 주요 변수는 초기 압력 용기의 압력, 파열면적 및 캐비티의 구조 등이다. 실험결과로부터 캐비티 외부로의 용융노심 분사비율은 높은 초기압력과 큰 파열면적을 가진 경우가 더 높으며 캐 비티의 구조가 분사비율에 큰 영향을 미침을 알 수 있었다. 본 연구의 실험결과를 이용하여 분사비율에 대한 실험관계식을 무차원 유효시간의 함수로 도출하여 제시하였으며, 이 실험관계식은 본 실험결과 뿐만 아니라 한국 과학기술원의 실험자료 및 미국 BNL 실험결과와도 잘 일치하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제2권2호
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• pp.85-95
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• 1970

두개의 threshold detector로서 인자로의 폭발사고시에 방출되는 속 중성자의 속도분포를 측정하고 그로부터 속 중성자의 인체흡수선량을 계산하였다. 이때 속 중성자의 속도분포는 하나의 스펙트럼 매개변수에 의하여 결정된다는 가정으로부터 얻어지는데 이 매개변수는 threshold detector의 반응율을 측정하므로서 구해진다. 속 중성자의 인체흡수선량은 속 중성자의 속도분포 변화에 따라 큰 변동이 없었으나 threshold detector의 평균반응단면적은 크게 변하였다. 따라서 속 중성자의 속도분포에 관계없이 threshold detector의 평균반응단면적을 고정된 값으로 취하여 속 중성자선량을 계산한다면 큰 오차를 일으키게 될 것이라는 것을 보여주었다. 한편 핵분열에서 방출되는 속 중성자의 속도분포에 대한 세 해석적 표현인 즉 Watt, Cranberg및 Maxwellian 공식들로부터 속 중성자 선량을 계산하여 서로 비교하였다. Watt 및 Cranberg 공식들로 부터 얻어진 속 중성자선량은 Maxwellian 공식으로부터 얻어진 그것보다 약간 높은 값을 보여 주었으며 Watt 공식에 의한 선량계산치는 Cranberg 공식에 의한 그것과 비슷한 값을 보여주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권2호
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• pp.112-119
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• 1988

이 연구의 목적은 가혹한 사고후 손상된 원자로심을 모의한 열이 발생하는 성충 데브리층에서의 강제대류 드라이아웃 열유속 자료를 실험 적으로 얻고자 한 것이다. 여 기서는 일정한 층의 깊이와 냉각재 유입온도 조건하에서 선정된 몇 가지 크기의 입자로 성층을 형성한 데브리층에서 주로 냉각재질량유속이 드라이아웃 열유속에 미치는 영향을 관찰하였다. 이 실험적 연구로부터 얻은 주요 결과는 다음과 같다 (1) 성층 데브리층에서의 드라이아웃 열유속은 질량유속의 증가와 더불어 증가하며 그 증가의 경향은 크기가 균일한 입자층에 대한 것과 유사하다. (2) 이론치와 실험치와의 비교에서 입자직경으로는 표면적 평균 직경을 사용하는 것이 적합하다.

• 한국재난정보학회:학술대회논문집
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• 한국재난정보학회 2015년 정기학술대회
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• pp.294-297
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• 2015

Decommissioning of nuclear facilities should be accomplished by assuring the safety of workers because decommissioning activities of nuclear facilities are under high radioactivity and work difficulty. It is necessary that before decommissioning, the radiation exposure dose of workers has to be evaluated and assessed under the principle of ALARA (as low as reasonably achievable). Furthermore, to improve the proficiency of decommissioning environments, method and system need to be developed. The legacy methods of exposure dose measurement and assessment had the limitations to modify and simulate the exposure dose to workers prior to practical activities because those should be accomplished without changes of working routes under predetermined scenarios. To simulate a lot of decommissioning scenarios, decommissioning environments were designed in virtual reality. To simulate and assess the exposure dose to workers, human model also was designed in virtual environments. These virtual decommissioning environments made it possible to real-time simulate and assess the exposure dose to workers. It can be concluded that this system is able to protect from accidents and enable workers to improve his familiarization about working environments. It is expected that this system can reduce human errors because workers are able to improve the proficiency of hazardous working environments due to virtual training like real decommissioning situations. In the end, the safety during decommissioning of nuclear facilities will be guaranteed under the principle of ALARA.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권3호
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• pp.279-287
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• 2016

경주 중 저준위 방사성폐기물 처분시설의 운영에 따라, 한국원자력연구원(대전)에 임시보관 중인 방사성동위원소폐기물을 처분시설로 육상운반하였다. 본 연구에서는 방사성동위원소폐기물의 국내육상운반에 따른 작업자 및 일반인에 대한 방사선 피폭선량을 평가하고 그 결과를 국내 방사선피폭 법적제한치와 비교하였다. 또한 방사성폐기물의 상하차 작업 시 작업자와 드럼 간 거리 및 방사성핵종 누출율의 변화에 따른 예상피폭선량의 민감도를 분석하였다. 정상 및 사고조건에서의 예상피폭선량은 국내 법적제한치를 충분히 만족하였음을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권1호
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• pp.1-11
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• 1989

원자로 정지동안에도, 잔열제거계통은 그 기능이 계속 유지되어야 하나, 실제로 가압 경수로에서 냉각상실고가 많이 발생되어 있다. 본 논문은 원자로 정지중의 냉각기능상실을 예방하고, 또한 냉각기능상실로 인한 노심손상의 중대성을 완화시키기 위한 대책을 강구하기 위한 시도로서, 전형적인 가압경수로에 대한 사고/고장 수목과 운전원실수 확률을 위한 HCR 모델, 초기 사상의 빈도를 위한 2단계 bayesian 방법 및 고장난 계통의 회복 활률을 위한 계단함수 모델 등을 이용한 원자로 정지 위해도 모델을 개발하여, 잔열제거계통의 신뢰도를 분석하였다. 그 결과는 원자로가 정지 중일 때의 위해도가 운전중일 때 이것에 비해 별로 낮지 않은 것으로 나타났으며, 몇 가지의 설계개선을 통하여 냉각기능상실로 인한 노심 손상확률을 상당히 낮출 수 있는 것으로 나타났다.