• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.571-581
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• 1995

원자력 발전소의 비상운전절차서는 작성단계부터 난점이 많이 있고, 작성된 절차서를 착인 및 검증하는 데에도 많은 어려움이 따른다 캐나다의 원자력 규제기관인 AECB에서도 원자력발전소의 운전 허가를 받는 데 있어 발전소 비상운전 절차서를 하나의 요구조건으로 삼고 있는데, 그 요구조건은 발전소 내외의 비상상황에 대처하기 위한 상세한 계획 및 절차를 개발하는 것이다. 본 보고서에서는 미국의 원자력 발전소 비상운전 계획을 참고하고 있는 캐나다 원자력 발전소용 비상운전절차 표준지침서를 검토하고, 캐나다 비상운전 절차서 들의 현재 경향을 알아보았으며, 캔두형 발전소들의 비상운전 절차를 사고의 범위(개별적인 사고의 종류 지정), 사고진단 방법(사건 대응적, 징후 대응적, 또는 이 두 가지 방법의흔합형), 절차서 형식 등을 중점으로 비교 검토하고, 각 절차서의 내용을 포괄적으로 종합하여 현재 건설중인 월성 원자력 발전소 2, 3, 4호기용 비상운전절차서의 기본방향을 징후 대응적절차서(사고진단이 안될 경우 사용)와 논리도표와 문장이 혼합된 형식의 사건파악적절차서로 이루어진 비상운전절차서로 제시하였다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.166-177
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• 1993

사용후 핵연료 건식 저장 캐니스터의 핵연료 바스켓 안에 있는 CANDU 37소자 핵연료 다발의 최대 온도를 계산하기 위한 단순화된 열해석 방법과 함께 대기 조건 인자들이 캐니스터 내부의 최대 핵연료 온도에 미치는 영향을 조사하기 위해 수행한 표본 해석 결과를 제시하였다. 3가지 모우드(mode)의 열전달이 공존하는 캐니스터 내부핵연료 다발의 복잡한 기하학적 구조에 대한 다차원열전달 문제를 풀기 위하여 건식저장 캐니스터에 저장된 CANDU 사용후 핵연료 다발들을 등가 및 동심의 핵연료 실린더(cylinder)로 대치하였다. 추가적인 입력 자료 및 열전달 상관식을 이용하여 등가 핵연료 실린더의 단순화된 축대칭, 2차원, 복수 모우드(multi-mode)의 열전달 문제를 기존의 컴퓨터 코드인 HEATING5로 해석하였다. 예측한 온도 분포와 식물 모형 실험 결과의 비교는 만족스러울 정도로 일치함을 보여주고 있다.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제40권3호
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• pp.162-167
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• 2015

후쿠시마 원전 사고로 인한 우리나라 장기 전력수급정책에 대한 대중의 저항 및 불안감이 존재하고 있다. 고리 원전 1호기에 대한 정부의 영구정지 결정과 설계수명이 끝난 월성 원전 1호기의 계속운전 시행 반대, 고리 원전 인근 주민의 갑상선암 논란 등 원전 운영으로 인한 국내외 여건이 위기를 맞이하고 있다. 이러한 상황에서 원전운영능력과 안전은 여러 가지 지표들이 있지만, 원전의 방사선안전관리 능력, 특히 방사선피폭량을 중심으로 상세 분석과 논의가 필요하다. 분석대상과 방법으로는 최근 5년간 원전의 피폭 방사선량을 분석하고, 유관한 방사선 작업종사자군과 방사선 피폭량 추이를 비교 평가하였고, 세계 주요 원전 국의 개인당 연간 평균방사선량도 비교 분석하였다. 분석결과 방사선차폐와 방호조치등 총체적인 방사선량 저감화 계획과 연구를 통해 방사선피폭량을 저감하고 있음을 확인하였다. 연간선량한도한도인 50 mSv, 5년간 100 mSv를 초과한 방사선작업 종사자는 없었으며, 이는 방사선구역 출입시 자동화에 따른 출입제한과 관리선량 제한치를 연간선량한도의 60%미만으로 설정하는 등 다양한 방사선안전관리 체계를 확보하고 있음이 확인되었다. 원자로형별 운영형태에 따른 방사선피폭 유형은, 중수로 원전의 총 피폭대비 정상 운전시 방사선피폭비율이 경수로 원전보다 6.2 % 높게 나타났다. 이는 중수로 원전이 정상운전시 방사선피폭 작업이 많음을 확인하였다. 또한 세계원자력발전사업자협의회 성능평가지표(World Association of Nuclear Operators performance indicators, WANO PI)에 의하면, 2013년도 주요 원전보유국의 연간 호기당 집단선량은 우리나라가 527 man-mSv로 가장 우수한 실적을 보였으며, 세계평균치인 725 man-mSv의 73% 수준을 보이는 것으로 나타났다. 개인당 연간 방사선피폭량은 종사자의 약 80%가 일반인의 선량한도인 1 mSv 미만이며, 개인당 평균선량 역시 0.82 mSv로 매우 낮은 수준을 보였다. 유관 기관의 방사선작업 종사자와 비교해보면, 2013년 기준으로 방사선안전재단에 등록된 관련 업종 방사선작업 종사자의 개인당 평균선량은 1.07 mSv에 비해 77% 수준이며, 비파괴 검사기관 종사자의 개인 평균선량 3.87 mSv의 21% 수준을 보였다. 결론적으로 원전의 피폭 방사선량은 이상적으로 저감하는 추이를 보이고 있으나, 더 이상 낮추는 것은 한계가 있을 것으로 판단된다. 그러나 원전 주변 주민이 심리적인 불안감, 전원개발계획에서 원전의 비중을 감안할 때, 최적의 원전 상황을 평가하는 지표인 방사선안전관리 능력은 각종 통계를 기반으로 하는 정보 제시 및 총체적인 방사선량 저감화 추진이 필요할 것으로 판단된다.

• 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.