• 방사성폐기물학회지
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• 제4권4호
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• pp.311-320
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• 2006

[ $^{14}C$ ] 핵종이 함유된 IRN-150 혼상 폐수지로부터 $H^{14}CO_3$ 이온의 제거 및 제거된 $^{14}C$ 핵종의 $^{14}CO_2$ 기체로의 전환 특성을 고찰하였다. 비방사성 $HCO_3$ 이온이 흡착되어 있는 IRN-150 혼합수지로부터 $HCO_3$ 이온의 탈착용액내로의 분리 및 $CO_2$ 기체로의 전환 특성을 용액의 농도 변화에 따라 평가하였으며, 탈착용액으로는 $NaNO_3,\;Na_3PO_4,\;NH_4H_2PO_4,\;H_3PO_4$를 사용하였고, 비교 평가를 위하여 NaOH, $HNO_3$, HCl를 이용한 $CO_2$기체로의 전환 특성을 분석하였다. 아울러 월성 원자력발전소에 저장중인 실제 폐수지를 이용하여 $NH_4H_2PO_4,\;H_3PO_4$ 탈착용액을 이용한 폐수지내 $^{14}C$ 핵종의 $^{14}CO_2$ 기체화 특성을 평가하였고, 탈착후 잔류용액내 존재하는 $^{137}Cs,\;^{60}Co$ 감마핵종을 분석하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제23권4호
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• pp.445-452
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• 2010

CANDU형 격납건물에 대하여 극한내압하중에 대한 확률론적 취약도 평가를 수행하였다. 격납건물 성능의 불확실성은 가동중 검사 결과를 통해 얻어진 재료 물성치 중앙값과 텐던 긴장력 중앙값을 적용하여 고려하였다. 격납건물은 개구부를 고려하여 3차원 유한요소로 모델링하였으며, 확률론적 취약도 평가를 위하여 대규모의 비선형 유한요소해석 모델을 적용하기에 적합한 효율적인 취약도 평가기법을 개발하였다. 월성 1호기 격납건물에 대한 물성치를 사용하였다. 개발된 새로운 취약도 평가기법을 도입하여 각각의 파괴모드에 대한 취약도 평가를 수행하였으며, 파괴모드 별, 신뢰도 수준별 취약도 곡선을 도출하였다. 벽체 중단부가 극한내압발생으로 인한 방사능물질 누출에 가장 취약한 것으로 나타났다.

• 에너지공학
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• 제24권2호
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• pp.40-44
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• 2015

중수로 일차냉각재계통 액체방출밸브의 개방압력에 대한 안전여유 및 시간지연을 반영하여 열수력코드로 경년열화가 반영된 노심에 대해 민감도를 평가하였다. 과거에는 안전해석을 수행할 때 안전여유와 시간지연을 반영하여 평가하지 않았으나, 월성1호기 안전해석 인허가 심사과정중 반영 평가하였다. 중수로 안전해석에서 압력경계는 일차냉각재계통 액체방출밸브이다. 따라서 액체방출밸브 응동이 안전해석에 직접적인 영향을 주므로 안전여유와 시간지연 부가가 안전해석 결과에 미치는 영향을 파악하고 해석에 반영하기 위해 일차냉각재계통 과압이 걸리는 사고들에 대해 평가하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제32권2호
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• pp.71-78
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• 2007

본 연구에서는 원자력 발전소 주변 일시거주자의 방사선 비상시 소개와 관련된 사회행동 특성-특히 소개와 관련된 행동특성을 분석하는데 목적이 있다. 이를 위해 먼저, 이론적 검토 차원에서 비상사태시 소개의 의미와 유형, 그리고 소개를 시작하는데 소요되는 소개준비시간을 살펴보았다. 그리고 소개 대상 주민에 대한 행동특성을 울진, 월성 및 고리원전 방사선비상계획 구역 내에 체류하는 일시거주자를 대상으로 면접설문조사를 통해 실증 분석하였다. 연구의 주요 결과는 다음과 같다. 첫째, 방사선 비상시의 원활한 소개 및 안전 확보를 위하여 일시 거주자에게 소개 경보에 대한 사전 지식을 효율적으로 제공하기 위한 방안을 마련하는 것이 필요하다. 둘째, 방사선 비상시 일시거주자의 교육 훈련 방안을 마련하는 것이 필요하다. 셋째, 일시거주자가 자발적 소개를 하지 않으려는 이유와 배경을 파악하고, 대응 방안을 마련하는 것이 필요하다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권2호
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• pp.70-80
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• 2014

방사성오염 물질의 대기 중 확산에 대한 해석은 일반적으로 보수적인 결과를 도출하기 위하여 가우시안 플룸식을 적용한다. 본 연구에서는 가우시안 플룸식을 사용할 경우 반영하기 힘든 복잡지형에 대해 보다 상세하게 공기 흐름과 방사성물질의 이동확산을 해석하기 위하여, 전산유체역학을 이용하여 월성 원자력발전소 부지에 대한 수치해석 연구를 수행하였다. 그 결과, 북서쪽에 위치한 산과 남동쪽에 위치한 바다로 인해 북서풍과 남동풍의 경우에는 지형으로 인한 공기 흐름의 변화가 크게 나타났다. 북서풍은 대기가 산 지형을 따라 흐르면서 수직방향으로 가장 불안정한 흐름을 보이며, 남동풍은 대기가 안정적으로 원전 쪽으로 흘러 들어오나 건물과 지형에 의해 흐름을 방해받아 유동이 급격하게 불안정해진다. 반면 지형에 의한 공기 흐름 방해가 작은 북동풍과 남서풍은 원전 건물에 의해 공기의 흐름이 방해를 받아 건물 뒤쪽으로 후류영역이 크게 형성됨을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.59-73
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• 2019

원자력발전소 운영 과정에서 발생되는 폐기물인 폐수지를 원천적으로 저감하기 위해, 새로운 폐수 정화기술을 개발하고 원전 폐수처리시스템에 가상적으로 적용하여 효용성을 평가하고자 하였다. 본 기술의 기본 원리는 폐수에 존재하는 주요 핵종이온들을 생물학적 혹은 화학적 방법을 통해 무기 결정광물로 바꾸는 방식이다. 실험실에서 폐수를 대상으로 회분식실험을 통해 핵종 제거율을 측정한 결과, 생물학적 방법은 24시간 이내에 세슘을 80% 이상 제거하였고, 화학적 방법은 95% 이상 세슘을 선택적으로 제거할 수 있었다. 그리고 원전 폐수에 존재하는 다른 주요 핵종들(Co, Ni, Fe, Cr, Mn, Eu)에 대해서도 초기 99% 이상의 높은 제거율을 보여 주었다. 우리는 APR1400 원자력발전소의 폐수처리시스템 공정에서 역삼투압(R/O)과 유기 이온교환수지 모듈 사이에 가상으로 본 기술 모듈을 설치하였다. 가상의 모듈 설치를 통한 기술적 타당성 평가를 통해, 우리는 폐수의 주요 핵종들이 90% 이상 선택적으로 제거되고 폐수지의 발생량이 대폭 감소된다는 결과를 얻을 수 있었다. 이러한 결과가 의미하는 바는 본 기술이 향후 미래에 상용화되었을 경우, 폐수지 관리 비용을 크게 감소시키고 수지 수명도 대폭 연장시킬 수 있어, 결과적으로 월성 방사성폐기물 처분시설의 저장고 포화시점을 최대한 늦출 수 있는 이점이 있다.

• 대한토목학회논문집
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• 제26권5A호
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• pp.901-908
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• 2006

안전성 관련 구조물인 원자력 격납건물은 시간의 흐름에 따라 콘크리트와 텐던의 물리적 성질 변화로 구조거동의 미세한 변화를 가져오기 때문에 주기적 점검을 통한 구조건전성 검증이 필요하다. 본 연구에서는 국내 부착식 텐던 격납건물인 CANDU형의 월성 원전을 대상으로 미세 구조거동 분석이 가능한 'SAPONC-CANDU' 프로그램을 개발하였으며, 이는 온도와 시간종속성 영향인자들 즉, 크리프, 건조수축, 텐던의 인장력 하에서 격납건물 콘크리트 속에 매립되어 있는 진동식 와이어 변형률 게이지의 변형률 변화량에 대한 예측값을 계산하는 알고리즘에 기초한다. 개발된 프로그램의 구동을 위해서 변형률 게이지의 계측값이 입력데이타로 사용되고 최종적으로 각각의 변형률 게이지에 대해서 변형률 변화량의 예측값, 예측선, 예측폭이 그래프 형태로 제공되기 때문에 국내 원자력발전소 CANDU형 격납건물의 구조건전성을 평가하는 현장 관리자가 이를 손쉽게 활용할 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.375-387
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• 2019

본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반 용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계 기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h^-1와 0.065 mSv·h^-1로 도출되어 선량률 제한치인 2.0 mSv·h^-1와 0.1 mSv·h^-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.321 mSv·h^-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h^-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권2호
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• pp.119-125
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• 1997

가압중수로는 감속재와 냉각재로 중수를 채택함으로써 높은 중성자 경제성을 달성하는 대신 중수소의 중성자 포획반응 때문에, 경수로에 비해, 다량의 삼중수소가 발생한다. 한편 원자로심에서, 삼중수소의 ${\beta}$-붕괴결과 발생된 $^3He$는, 열중성자를 포획하여 다시 삼중수소로 변환된다. 중수로에서 삼중수소의 생성에 대한 기존의 계산모형은, $^3He$가 상대적으로 낮은 용해도를 가지므로, 그 기여도를 무시해왔다. 그러나 $^3He$의 중성자 포획단면적은 중수소의 그것에 비해 $1.6{\times}10^7$ 배가 된다. 즉 $^3He$가 중수내에 0.03 ppm만 녹아있다 하더라도 $^3He$에 의해 생성되는 삼중수소의 양은 전체 중수에 의한 삼중수소의 양에 필적하게 된다. 본 연구에서는 월성1호기를 대상으로, 중수로에서 $^3He$가 삼중수소의 생성에 미치는 영향을 평가하였으며 결과를 실측치와 비교하였다. 연구의 결과, 감속재에서는 $^3He$의 용해도가 낮고 $^4He$ Cover gas 때문에 $^3He$의 기여도는 무시할 수 있음이 밝혀졌다. 반면 냉각재의 경우 $^3He$ 삼중수소의 생성에 지대한 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 본 연구의 계산방법은 원전 운전초기의 냉각재내 삼중수소 생성량은 과대평가 하는 것으로 나타났으나 운전기간이 증가함에 따라 실측치와 잘 일치하는 것으로 나타났다.

• 비파괴검사학회지
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• 제19권2호
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• pp.93-99
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• 1999

월성 1호기 원전의 경우에, 사용후 핵연료 저장조 공간을 확보하기 위해서 약 7년 동안 저장조에서 냉각된 사용 후 핵연료를 건식저장고로 매년 이송하고 있다. 년간 2개월이 소요되는 핵연료 이송은 국제원자력기구와 국가의 핵물질 계량 관리검사를 위한 많은 인력과 비용을 필요로 하는 공정이다. 사용후 핵연료 일련번호 확인은 고방사선장인 약 6m 깊이의 저장조속에서 진행되어야 하므로 검사 장비의 유지와 운영이 어렵다. 이 조건에서 CANDU형 사용후 핵연료 다발 일련번호를 확인할 수 있는 장치를 설계 제작하여, 국가 안전 조치 검사현장에 적용하였다. 본 육안검사 장치는 간단한 조작에 의해 수조속의 사용후 핵연료 다발 일련번호를 한정된 검증 시간내에 정확히 읽을 수 있었고, 간편하게 운영될 수 있었다. 안전 조치 검사관은 본 장치를 이용하여 검증 활동을 효과적으로 수행할 수 있는 검사 장비인 것으로 평가되었다. 본 육안검사 장치는 일련번호 확인의 정확성과 재현성 그리고 운영상의 편리성 둥에서 기존 장치에 비해 좋은 결과를 보여주었다.