• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.05a
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• pp.444.2-444.2
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• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.267.2-267
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• 1999

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2015.10a
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• pp.391-392
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• 2015

• Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea
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• v.7 no.4
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• pp.23-30
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• 2003

The result of recent seismic hazard analysis indicates that the ground motion response spectra for Korean nuclear power plant site have relatively large frequency acceleration contents. In the ordinary seismic fragility analysis of nuclear power plant structures and equipments, the safety margin of design ground response spectrum is directly used as a response spectrum shape factor. The effects of input response spectrum shape on the floor response spectrum were investigated by performing the direct generation of floor response spectrum from the ground response spectrum. The safety margin included in the design ground response spectrum should be considered as a floor response spectrum shape factor for the seismic fragility analysis of the equipments located in a building.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2017.05a
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• pp.135-135
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• 2017

제염기술은 원자력발전소의 순환계통장치 및 기기류의 방사성 오염물질을 제거하는 기술이다. 현재 국내 원전의 설계 수명 및 유지보수 시기가 도래함에 따라, 작업 전 작업자의 방사선 피사량을 극소화하기 위한 제염 기술이 주목을 받고 있다. 제염 방법에는 크게 기계적 제염과 화학약품을 사용하는 화학제염이 있다. 그 중 화학제염은 복잡한 구조의 제염 대상물에 대한 큰 효과 및 간단한 공정 때문에 주로 사용되고 있다. 제염 시 방사성 산화물과 오염성분을 제거하기 위해 강산 또는 강알칼리의 화학용액이 사용된다. 강한 화학약품을 사용함으로써 큰 제염효과를 얻을 수 있는 반면, 금속 재료의 부식에 대한 구동력도 커지게 된다. 금속 재료의 경우, 강한 부식성 환경에서 공식(pitting corrosion) 및 입계부식(intergranular corrosion)형태의 손상이 크게 발생하기 때문에, 제염공정 시 사용되는 화학용액에 대한 재료의 건전성 검증이 반드시 필요하다. 본 연구에서는 원전기기용 재료인 니켈합금강 Inconel600의 화학제염 시 시험공정 3가지에 대한 부식손상 특성을 규명하였다. 산화공정은 $HMnO_4$ 실험용액을 공통으로 사용하였으며, 산화공정 종료 후 환원공정은 각 시험공정에 따라 환원공정 1은 2000ppm $H_2C_2O_4$, 환원공정 2는 1500ppm $H_2C_2O_4$ + 500ppm $H_8C_6O_7$, 그리고 환원공정 3은 3000ppm $H_2C_2O_4$ 실험용액을 각각 투입하여 수행하였다. 산화, 환원공정을 1Cycle로 하여 온도 $75^{\circ}C$로 유지된 용액에 각 2시간씩 침적하였다. 각 시험공정 별로 총 5Cycle을 실시하였다. 각 시험공정 Cycle종료 후 시험편을 취외하여 무게감량측정, SEM(Scanning electron microscope)분석, 3D현미경분석 그리고 타펠분극 실험을 실시하였다. 각 분석결과를 토대로 하여, 니켈합금 Inconel600에 대한 화학제염 시 시험공정에 따른 부식특성을 규명하였다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.12 no.2
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• pp.171-178
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• 2014

After the expiration of operating license of a plant, all infrastructures within the plant must be safely dismantled to the point that it no longer requires measures for radiation protection. Despite the fact that Kori 1 and Wolsong 1 are close to the expiration of their operating license, sufficient technologies for radiological characterization, decontamination and dismantling is still under development. The purpose of this study is to develop one of methods for radiological inventory assessment on measuring object by using direct measure of large component with In-Situ measurement technique. Radiological inventory was assessed by analyzing nuclide using portable gamma spectroscopy without dismantling reactor head, and the result of direct measurement was supplemented by performing indirect measurement. Radiochemical analysis were performed on surface contamination samples as well. During the study, radiological inventory of reactor vessel calculated expanding the result. Based on the result and the radioactivity variation of each radionuclides time frame for decommissioning can be decided. Thus, it is expected that during the decommissioning of plants, the result of this study will contribute to the reduction of radiation exposure to workers.

• Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea
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• v.15 no.6
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• pp.11-18
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• 2011

Accurate modal identification analysis is required to reasonably perform a seismic qualification of safety-related electric equipment installed in nuclear power plants (NPPs). This study evaluates a variation of the modal properties of an electric equipment cabinet structure in NPPs according to the excitation levels. For the study, an actual electric equipment cabinet was selected as a specimen and was dynamically tested by using a portable exciter in accordance with the level of input vibration energy. Tests were classified into two sets: with-door cases, and without-door cases. Frequency response functions were computed from the signals of the acceleration responses and input motions measured from the vibration tests. A polynomial curve fitting algorithm was used to extract the modal properties from the frequency response functions. This study reviews the variation of the modal properties according to the variation of the excitation levels. The results of the study show that the modal frequencies and the modal dampings of the object specimen varies nonlinearly according to the excitation level of the test motion. Attaching the door increases the modal damping of the cabinet.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.252-257
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• 1998

국내 원전에 신뢰도 기반 정비(RCM : Reliability Centered Maintenance) 기법을 도입하기 위해 수행하고 있는 영광 1,2호기 시법계통 RCM 분석에서 관련 기기의 고장데이터를 RCM 분석 방법론에 따라 분석하였다. 본 논문에서는 작업의뢰서와 작업보고서 기록내용을 토대로 지배적인 고장모드 및 다빈도 고장발생 기기를 파악하여 고장원인을 분석하였으며, 기기 유형으로 분류하여 고장들을 분석하였다. 분석결과 지배적인 고장모드는 EPRI에서 분류한 고장모드에 모두 포함되었으며, 고장빈도가 높은 기기의 고장원인은 운전환경, 사용유체, 운전형태, 기기 형식 등에 따라 고장메커니즘이 다르게 나타나는 것으로 분석되었다. 기기 유형으로 분류하여 고장모드별로 고장율을 분석한 결과 미국의 Generic Data(IEEE Std 500-1984)와 근소한 차이를 보이거나 약간 낮은 것으로 분석되었으며, 고장율이 높은 기기 유형을 단위 기기별로 세분화하여 분석한 결과 공기구동 조절벨브의 외부누설 고장율은 1.10E-06 이지만 충전유량 조절밸브의 고장율은 1.70E-05로서 약 10배 정도로 고장율이 높은 것으로 분석되었다. 기기별로 세분화한 고장을 분석 결과는 시범계통 RCM 분석시 고장모드 영향분석(FMEA. Failure Mode and Effective Analysis) 단계에서 필수기기를 선정하는 하나의 인자로 활용하였으며, 고장율의 역수로 구한 고장간 평균시간(MTBF:Mean Time Between Failure)은 정비주기 선정시 기초데이터로 활용된다.

• Journal of the KSME
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• v.33 no.8
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• pp.700-707
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• 1993

원자력발전소에 관한 사회전반의 관심고조와 함께 기술기준의 개발에 대한 필요성도 폭넓게 인 식된 결과 현재 발전사업자의 주도하에 정부 관련기관, 원전산업체, 하계 등이 공동으로 참여하여 "원전산업 기술기준 개발사업(2단계)이 수행되고 있다. 물론 기술기준의 개발은 매우 중요한 과 제임이 틀림없겠지만 개발된 기술기준을 어떻게 효율적으로 운영, 발전시켜 나가느냐가 더욱 중요한 과제인 바, 앞서의 검토에서 수차 강조되었듯이 미국을 비롯한 선진 원전국의 경우처럼 기술기준을 지속적으로 개발, 유지 및 보완하고 각종의 자격 인증에 관한 업무를 수행할 전담 기관을 정부, 발전사업자, 산업계, 학계 등의 적극적이고 자발적인 참여하에 하루 빨리 발족시 켜야만 산적한 현안문제를 해결하고 기술기준의 개정보완과 같은 계속성 업무를 체계적이고도 일관되게 수행할 수 있다고 판단된다.판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.205-211
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• 1998

차세대 원자로 설계개발에 사용되는 설계전산코드에는 원자로 계통설계, 주요 기기설계등을 포함하여 약 440여개에 달한다. 이들 전산코드에 사용되는 프로그래밍 언어는 FORTRAN, COBOL, C/C++를 비롯하여 BASIC등 그 종류가 다양하다. 특히 개발된 주요 설계코드들이 구동되는 플랫폼은 그 종류가 훨씬 다양하여 같은 유닉스를 기반으로 한 프로그램도 H/W 제작사에 따라 전혀 동작되지 않음은 물론 심지어는 같은 제작사라하더라도 서로 다른 OS를 가지는 경우에는 사용할 수 없게 되어있다. 이들 원전설계전산코드들이 갖는 안정성 및 신뢰성, 유니크한 보안특성을 어느 정도 인정한다. 하더라도 향후 이들을 유지보수하거나 성능향상을 꾀한다든지 이들과 어울리면서 새로운 전산프로그램을 추가 개발하려고 할 경우 여러 가지 예기치 않은 문제가 발생할 수 있다. 최근 인터넷의 확산과 더불어 각광을 받기 시작한 JAVA는 이것이 갖는 특유의 객체지향성, 플랫폼 독립성 및 견고성, 이식성등으로 견주어 볼때 이를 향후 원전 설레코드의 개발에 적용할 경우 매우 이상적일 것으로 예상된다. 더구나 원전설계와 같이 고도의 기술집약적이면서도 여러 설계관련사가 대응되는 다원화된 업무구조를 갖는 경우 다양한 플랫폼을 지원하는 JAVA 프로그래밍이야 말로 최선의 선택이라 할 수 있다.