• 한국방사선학회논문지
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• 제13권1호
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• pp.141-146
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• 2019

산업 비파괴 분야에서 사용되는 방사선원은 장비의 노후화 및 작업자의 부주의로 인해 선원이 노출되는 사고가 발생되어 왔다. 이에 선원의 위치를 실시간으로 추적할 수 있는 안전관리 시스템의 필요성이 부곽되고 있다. 이에 본 연구에서는 방사선원의 위치 추적을 위한 line-array 선량계를 구성하는 unit-cell 선량계 단위의 각도의존성을 분석하기 위해 Monte Carlo Simulation을 수행하였다. 그 결과 각 기울기에서 상위 10% 수치에 대한 오차율은 $0^{\circ}$에서 5.90%, $30^{\circ}$에서 8.08%, $60^{\circ}$에서 20.90%의 오차율을 보였다. 총 흡수선량의 비율은 $0^{\circ}$(100%)를 기준으로 $30^{\circ}$에서 83.77%, $60^{\circ}$에서 53.36%로 나타났으며 기울기가 증가함에 따라 낮아지는 경향성을 보였다. 모든 기울기에서 최대 수치는 $30^{\circ}$의 No. 9에서 나타났으며, No. 10에서는 7.24% 낮아지는 경향성을 보였다. 본 연구 결과 각도의존성은 크게 발생되는 것으로 나타났으며, 이를 낮추기 위해서는 선원과 line-array 선량계의 적정거리는 1 cm 이상의 거리에서 유지해야 하는 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권3호
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• pp.211-215
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• 1985

온도 및 연신율 변촤가 Zircaloy-4의 요드 응력부식 거동에 미치는 영향을 30$0^{\circ}C$에서 일정 하중법과 300, 350, 40$0^{\circ}C$에서 일정 연신율법으로 ($10^{-5}$sec~$10^{-6}$ sec) 3.34mg $I_2$/㎤의 요드분위기에서 연구하였다. 요드 응력부식균열에 대한 저항성은 온도가 상승하거나 변형속도가 감소하면 감소했고 파손 시간과 응력과의 관계는1/tｆ∝exp (0.3$\sigma$/$\sigma$uTs-31.5)로 표시할 수 있었다. 30$0^{\circ}C$에서 요드 응력 부식 균열에 대한 저항성을 불활성 분위기에서의 파손에너지에 대한 요드분위기에서의 파손 에너지의 비율로 표시할 때 변형속도가 7.6$\times$$10^{-6}$ sec 부근에서 저항성이 가장 낮았고 온도가 35$0^{\circ}C$, 40$0^{\circ}C$ 로 증가함에 따라 보다 높은 변형속도에서 최저 저항성을 나타내는 경향을 보였다. 요드 응력부식 균열의 파단면에서 준-벽계 파면(quasi-cleavage fracture)을 관찰했다. 전술한 결과에 의하면 Zircaloy-4의 요드 응력부식균열의 기구에 있어서 보호 피막파손단계 (film rupture step)가 중요한 과정으로 추정된다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제15권1호
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• pp.60-68
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• 2003

한국원자력연구소(KAERI)의 프로그램 일환으로 콘크리트 격납건물 벽체 부재의 half-thickness 모델을 대상으로 인장실험을 수행하였다. KAERI의 이번 실험연구 목적은 격납건물 내부에서 예기치 못한 사고로 인하여 극한 내압이 작용할 때 콘크리트 격납건물의 성능을 평가할 수 있는 실험적으로 규명된 해석방안을 마련하는데 있다. 여기에 수록된 실험으로부터 얻은 데이터는 콘크리트의 균열거동 및 철근/콘크리트 사이의 상호작용 등을 포함한 재료모델을 요하는 해석방법을 검증하는데 유용할 것이다. 주요 실험 변수는 콘크리트의 압축강도로써 2축 인장을 받는 프리스트레스트 콘크리트 패널 부재의 균열거동에 미치는 영향을 살펴보았다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.307-316
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• 2005

원전 주변의 주민에 대한 방사선량의 대부분을 음식물 섭취에 의한 내부피폭이 차지하고 있다 그러나 우리나라 원전에 적용하고 있는 음식물 섭취량은 1989년 한국원자력연구소가 고리원전 주변지역을 대상으로 현장조사한 결과로 최근의 식습관 변화를 적절히 반영하지 못하고 있다. 보건복지부에서는 국민건강증진법에 의거 매 3년마다 전국 규모의 국민의 식품 및 영양 섭취실태 조사를 실시하고 있다 따라서 이러한 정부 조사자료를 활용하여 주기적으로 음식물 섭취량 자료를 갱신할 수 있는 방안을 모색할 필요가 있다. 국내원전에 적용하고 있는 음식물 섭취량 자료를 개선하기 보건복지부 국민영양조사 결과를 분석하고, 원자력발전소 주변 주민을 대상으로 현장 조사를 실시하였다.

• 한국진공학회지
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• 제14권3호
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• pp.119-125
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• 2005

원자로의 중성자 빔을 사용하는 수평형 반사율 장치는 중성자 고유의 투과성 및 낮은 에너지의 비파괴성과 함께 시편을 수평으로 놓을 수 있는 장점을 가지고 수 나노미터 이내의 박막의 두께와 밀도를 측정하기 위하여 활용되는 새로운 장치이다. 원자력연구소에 열 중성자를 기반으로 개발을 추진하고 있으나, 아직 국내에 설치되어 있지 않아서 장치의 개념 및 최적화를 위한 시뮬레이션이 시급하다. 따라서 열중성자에 해당하는 $2.5{\AA}$를 기반으로 몬테카를로 시뮬레이션을 이용하는 MCSTAS를 이용하여 장치의 개념을 설계하였다. 단색기와 collimator, 그리고 초거울등의 설계 및 각 변수들은 설계의 목표인 최대 Flux를 갖는 중성자 빔 세기를 고려하여 결정하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.614-620
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• 2003

원자력연구소에서는 국내 원전에서 배출된 사용후핵연료를 IMEF M6 핫셀에서 건식 재가공하여 건식공정 산화물핵연료를 개발하였다. 개발된 핵연료의 성능을 검증하기 위해서는 실제 상용로와 동일한 고온고압 조건하에서 조사시험이 필요하나 국내에는 이러한 조사시설을 갖추지 못하고 있으므로 핵연료 성능의 검증이 어렵던 차에 한$\cdot$카$\cdot$미 IAEA간의 국제공동연구 과제진도회의에서 AECL측은 중성자비를 받지 않고 캐나다 NRU에서 건식공정 산화물핵연료를 조사시험을 할 수 있다고 제안하였다. NRU 조사시험을 하고자 하는 핵연료는 건식공정 산화물핵연료봉 10개(약 6kgU)이며 운반물 분류등급에 따라 제7종 위험물로 핵분열성물질에 해당한다. 일반적으로 소량의 방사성물질을 운반할 경우에는 비용뿐 아니라 수송기간 측면에서 항공수송이 선박수송에 비해 유리한 것으로 알려져 있어 항공기를 이용한 건식공정 산화물핵연료의 해외 수송방안을 검토하였다. 검토결과, 현재 건식공정 산화물핵연료봉 10개를 운반할 수 있는 적절한 항공수송용 수송용기가 없어 항공수송이 불가능한 것으로 조사되었다. 선박을 이용한 해외 수송방안은 가능하나 이 경우에는 전용선박을 사용해야 함으로 비용이 많이 수요되는 것으로 분석되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.180-185
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• 2003

원자력연구소에서 개발 중인 현재의 건식처리공정에서 발생될 용융염폐기물로 인한 최종 고화체의 발생량을 재생/재순환 공정을 도입할 경우와 비교하여 최종 고화체 발생량 감소와 이로 인한 재료비 절감액을 계산하였다. 현재까지 확보된 자료와 가정 하에 계산한 결과 1 ton HM을 처리하는 것을 기준으로 차세대관리공정 발생 LiCl염폐기물의 최종 고화체는 5.4 톤에서 1.7 톤으로 약 3.7 톤 (부피로는 $1.6m^3$) 줄게 되고, 1 ton U 규모의 전해정련공정 발생 LiCl-KCl 공융염폐기물의 최종 고화체는 2.7 톤에서 0.4 톤으로 약 2.3 톤 (부피로는 $1.0m^3$)이 줄어드는 것으로 계산되었다. 본 추정으로부터 건식처리공정이 보다 더 경제성을 높이기 위해서는 재생처리공정의 도입이 꼭 필요한 것으로 판단되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권1호
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• pp.53-66
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• 1995

현재 사용중인 Non-LOCA 해석용 인허가 코드들은 특정한 형태의 가압경수로에 맞게 짜여진 것들이어서 모든 형태의 가압 경수로에 적용할 수 있는 범용 코드의 개발이 필요한 실정이다. 이를 위하여 한국원자력연구소에서는 웨스팅하우스 및 CE형 발전소에 공히 적용할 수 있는 과도현상 해석 코드인 TASS 로드를 개발하고있다. 이 TASS 코드는 실시 간 보다 빠르게 핵증기계통에 대한 모의 계산을 수행하며 대화식의 입출력을 통하여 사용자가 원하는 과도현상을 정확히 모사할 수 있다. 본 논문에서는 웨스팅하우스형 발전소에 대하여 TASS 코드를 적용하여 Non-LOCA 인허가 해석을 하기 위한 검증을 위해, 교류 전원 상실사고와 부하상실사고에 대하여 발전소 실측자료와의 비교계산을 수행하였고 주급수관 파단사고, 펌프축 고착사고, 증기발생기 세관 파열사고 및 주증기관 파단사고들에 대하여 대형코드인 RELAP5 /MOD3 코드와의 비교계산을 수행하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.317-326
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• 1995

증기발생기의 수위제어시스템에 대해 특히 저출력시 수위제어의 문제점을 분석고찰하고 퍼지제어기 법을 기반으로 한 안정되고도 신속한 수위제어에 관한 연구가 주로 수행되었다. 문제해결의 한 방안으로서, 중요 제어변수임에도 불구하고 저출력운전시 저유량구간의 추정불량으로 인해 사용할 수 없는 유량신호를 대신하여 밸브개도를 이용한 대체정보를 채용하였으며 또한 소속함수크기의 유동적인 조정방법을 이용하여 수위오차가 크게 발생한 과도상태시에는 신속한 수위회복이 이루어지도록 하였다. 실제운전환경에서 제시된 제어기를 튜닝 하기 위한 방법으로서 제어성능지수 및 decent method를 이용한 소속함수의 self-tuning 기법을 제시하였다. 원자력 연구소의 연수원에 설치된 교육훈련용 시뮬레이터에서 수행된 실험결과는 제시된 제어기 및 튜닝방법의 안정되고 우수한 성능구현 및 실질적 인 유용성을 보여주고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권4호
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• pp.236-247
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• 1983

한국원자력 1호기(KNU-1)의 설계 및 운전자료를 이용하여 가압경수로 운전변수들의 변화에 대한 DNBR의 민감도를 분석하였다. 본 민감도 분석에는 원자로 출력, 압력, 냉각수 주입유량, 냉각수 주입온도, 반경방향 및 축방향 출력분포 그리고 축방향 출력편차 등의 운전변수가 고려되었다. 민감도 분석을 위하여는 노심의 열수력 해석용 전산코드인 COBRA-IV-K를 사용하였는데 본 코드는 COBRA-IV-i의 수정판으로써 한국에너지연구소에서 일부 프로그램을 수정하였고 또한 신뢰도도 확인하였다. 민감도 분석을 수행하기 전에 KNU-1 원자로심의 설계 및 운전조건을 근거로 하여 기초 계산을 수행하고 이 결과를 본 민감도 분석의 기본자료로 삼았다. 민감도 분석결과 원자로의 DNBR 열설계에 있어서 가장 민감한 운전변수는 냉각수 주입온도이고 가장 둔감한 변수는 축방향 출력분포라는 것이 밝혀졌다.