• 에너지공학
• /
• 제13권4호
• /
• pp.242-258
• /
• 2004

한국원자력연구소에서는 기존의 일체형 가연성 독봉과 다른 이중구조로 된 가연성독봉 개념을 제시하였다. 이중구조 가연성독봉(Erbia Duplex BP)은 내부에 Natural U+Gd$_2$O$_3$, 외부에는 Enriched $UO_2$+Er$_2$O$_3$를 배열시킨 구조이다. 이러한 독봉은 장주기 노심에서 기존의 Gadolinia BP과 동일한 반응도제어를 할 수 있을 것이라 예상된다. 이중구조 가연성독봉의 핵적 타당성을 확인하기 위해 24개월 주기용 한국표준형원자로를 비교대상으로 선정하였으며, 기존 연구된 여러 가지 독봉설계안들과 4가지 핵특성에 대하여 비교 분석하였다. 핵특성 평가 결과, 이중구조가연성 독봉은 비교대상보다 무한증배계수, 첨두봉출력인자, 반응도억제가, 감속재온도계수측면에서 모두 유리한 경향을 보였다. 설계변수에 따른 민감도분석을 통해 도출한 최적화된 핵연료집합체를 이용하여 노심적용 타당성을 확인하였다. 주기길이, 첨두출력 및 감속재온도 계수를 비교하였으며 전 노심해석결과 주기길이가 비고대상보다 4-7일 길게 나타났다. 이러한 결과는 등가의 독봉집합체를 설계했음에도 불구하고 노심에 장전되는 우라늄의 양이 서로 달라서 생기는 현상으로 판단된다. 하지만 전체적인 핵특성을 비교해보면 이중구조 가연성독봉을 장전한 노심이 비교대상노심보다 다소 유리하면서도 거의 비슷함을 알 수 있었다. 마지막으로 경제성 평가를 통해 장주기 노심에서의 이중구조 가연성독봉의 제조 가능성 및 적용 타당성이 충분히 확인되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제23권3호
• /
• pp.352-362
• /
• 1991

가압 경수로의 노심 설계에 있어서 제한된 우라늄 자원의 효율적인 이용을 위한 다양한 방안으로 장주기 운전, 고연소도 및 저누출 장전 모형 통을 강구하고 있는 추세이다. 이러한 노심들은 원자로 운전 주기 전반에 걸친 공간적 출력 분포 제어와 잉여 반응도 제어를 위해 가연성 독물질을 사용하고 있다. 이와 관련하여 가연성 독물질 관리의 최적화 연구가 다각도로 진행되고 있다. 본 연구에서는 1990년도부터 국내 가압 경수로에 국산 핵연료가 장전되기 시작하면서 가도리니아 독봉을 사용하고 있으며 장차 주된 가연성 독물질로 쓰일 예정이므로 이에 대해서 분석을 수행하였다. 분석 결과 가도리니아 독봉은 열중성자 흡수 단면적이 매우 큰데서 기인한 특이한 연소 특성을 보이고 있다. 특히 집합체 내에서의 가도리니아 독봉의 위치에 따라 매우 다양한 출력 분포를 보이고 있다. 이러한 다양한 출력 분포 중에서 노심의 반경 방향 첨두 출력을 가능한 낮게하는 집합체 내에서의 가도리니아봉 위치 최적 선정을 위한 방법론을 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제25권3호
• /
• pp.361-370
• /
• 1993

국내 가압 경수로는 핵연료 재장전후 해당 주기 노심핵설계의 타당성 및 안선 제한치의 만족 여부를 확인하기 위하여 저출력에서 노물리 시험을 수행한다. 그러나 고리 3호기 7주기를 포함한 일부 저출력 노물리 시험 중 step 반응도를 삽입한 후에도 반응도가 서서히 증가하는 기이한 현상이 나타났다. 이러한 현상은 시험시 중성자속 준위가 낮고 노외 핵계측기로 비보상형 전리함을 사용하기 때문에 감마 background가 존재하여 생기는 것이다. 이로 인해 노물리 시험 결과는 많은 오차를 포함할 수도 있는 것이다. 본 연구에서는 반응도가 증가하는 현상을 정량적으로 분석하고 기준 제어봉 제어능 측정 시험을 모사함으로써 노물리 시험 결과의 오차를 줄일 수 있는 방법을 제시하고 이후의 노물리 시험에 적용하여 확인하였다. 또한 감마 background 준위를 산정한 후 중성자속 준위를 조정하여 기준 제어봉 제어능 측정 시험을 통해 감마 background의 영향을 받지 않는 중성자속 준위를 결정하였다. 결정된 중성자속 준위는 핵가열이 발생하는 중성자속의 3/10이다. 이것은 기존의 상한치보다 3배 증가된 것이다. 이 결과는 고리 4호기 7주기 및 영광 1호기 7주기 노물리 시험에 성공적으로 적용되었다.

• 한국시뮬레이션학회논문지
• /
• 제18권3호
• /
• pp.103-112
• /
• 2009

원자력발전소에서 센서의 주기적 교정은 안전운전을 위해 꼭 필요하다. 그러나 실제 드리프트가 발생하여 교정을 요하는 센서는 약 2% 미만이다. 또한, 센서의 작동 상태를 매 핵연료 주기마다 수행하는 것은 고장 혹은 드리프트가 발생한 센서를 최대 18개월까지 감지하지 못한 채 운전할 위험이 있다. 원전의 안전운전 및 불필요한 교정을 줄이기 위해 센서의 상시 교정 감시가 필요하다. 이를 위해 주성분 분석과 Support Vector Regression(SVR)을 이용한 PCSVR 알고리즘을 개발하였고, 고리원전 3호기의 출력증발 데이터를 이용하여 검증하였다. 주성분분석은 선형변환을 통한 입력공간의 축소 및 노이즈 제거 효과를 나타내며, AASVR은 해석학적 및 기계학적 모델로 모델링하기 힘든 복잡계를 쉽게 나타낼 수 있는 장점이 있다. SVR의 세가지 파라미터는 반응표면분석법에 의해 최적화하였다. 센서의 고장탐지를 위해 모델 출력의 잔차를 슈하르트 관리도, EWMA, CUSUM 및 일반화우도비검정(GLRT)을 통해 그 결과를 비교하였다. 미세한 드리프트에 대해 CUSUM과 GLRT가 우수한 결과를 보였다. 개발된 알고리즘은 수출형 원전 APR1000 설계시 적용가능 할 것으로 판단된다.

• 조명전기설비학회논문지
• /
• 제14권4호
• /
• pp.1-7
• /
• 2000

본 논문에서 원전의 핵연료 다발의 중섬자속을 측정할 수 있는 노내중성지속 감시계통의 구동모터를 제어하기 위한 스위치의 오동작 원인 분석 및 이 문제를 해결하기 위한 방안을 제시하고자 한다. 노내중성자속 감시계동은 검출기 안내관을 통해 검출기가 노심으로 삽입되거나 인출될 경우 접점선호를 발생하는 기계식 스위치레버를 장착하고 있다. 그러나 기계적인 열화나 환경적인 요인에 의해 기계식 스위치레버의 특성이 점점 변화되어 마침내 잘못된 접점신호를 발생하게 된다. 그러므로 아들 문제 해결을 위해 기계식 스위지 대선 전자식 스위치를 검출기 안내관 밖에 배치하였고, 공진효과를 이용하여 점점신호를 발생하는 회로개선과 소음 및 전기적 방해를 방지하기 위한 콘데서를 전자회로 전원 입력측에 설치하였다. 이러한 개선을 완료한 후, 여러 조건하에서 이 향상된 스위치 제어회로를 반복적으로 시험하였는데, 결국 이를 통해 원하는 접점신호를 얻게되었을 뿐 아니라 발전소 정상운전 중에 관련시스템의 주기시험을 통해서도 검출기 접점 오동작 신호가 발생되지 않음울 확인할 수 있게 되었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제16권4호
• /
• pp.397-410
• /
• 2018

아메리슘(Am)은 사용후핵연료의 장기 방사성 독성에 크게 영향을 주기 때문에 고준위 방사성 폐기물 처분의 장기 안전성 평가에 필수적으로 고려되어야 할 원소이다. 분광학적 방법을 이용한 일부 악티나이드 원소의 화학반응 연구가 활발히 진행되고 있는 반면, 아메리슘에 대한 연구는 아직까지 미비한 상황이다. 이 연구에서는 고순도의 시료를 필요로 하는 화학반응 연구를 위하여 $^{241}Am$ 시료를 정제한 후, 액체섬광계수기와 감마선 및 알파선 스펙트럼을 이용하여 정량과 정성분석을 하였다. 액체 광도파 모세관 셀을 이용한 고감도의 UV-Vis 흡수 분광학과 시간분해 레이저 형광 분광학을 이용하여 Am(III) 가수분해물과 옥살레이트(oxalate, Ox) 착물반응을 조사하였다. 산성조건에서 $Am^{3+}$은 503 nm에서 최대 흡수봉우리를 보이며, 몰흡광계수는 $424{\pm}8cm^{-1}{\cdot}M^{-1}$임을 확인하였다. 중성 이상의 pH 조건에서 형성되는 $Am(OH)_3(s)$ 콜로이드 입자에서는 506-507 nm 파장에서 최대 흡수봉우리가 관측되었다. ${Am(Ox)_3}^{3-}$ 착물은 $Am^{3+}$에 비교하여 흡수 및 발광스펙트럼이 각각 4와 5 nm정도 장파장으로 이동하였고 몰흡광계수와 발광세기도 크게 증가하였다. ${Am(Ox)_3}^{3-}$의 발광수명은 23에서 56ns으로 증가하였고 이는 Am(III)의 내부권에 결합하고 있던 약 여섯 개의 물분자가 옥살레이트의 카르복실기로 치환되었음을 의미한다. 이 결과로부터 ${Am(Ox)_3}^{3-}$은 각 옥살레이트 리간드가 두 자리 결합(bidentate)을 하고 있다는 것을 제안하였다.

• 터널과지하공간
• /
• 제32권6호
• /
• pp.530-548
• /
• 2022

고준위방사성폐기물 심층처분 부지선정과정은 단계별로 진행될 예정이며, 부지선정과 관련된 평가인자는 103개로 제안된 바 있다. 이 중 암반공학분야에서 무결암, 절리나 암반에 대한 평가인자는 33개가 있으며, 기본조사와 상세조사 단계에서 적용된다. 본 보고에서는 일축압축강도와 원위치 응력, 절리분포, 암반등급을 주요 평가인자로 선정하고, 이 중 일축압축강도와 원위치 응력을 핵심 평가인자로 선정하였다. 선정한 핵심 평가인자에 대한 분포범위를 평가하기 위해 원주와 춘천지역의 화강암을 대상으로 통계적 기법 또는 회귀분석을 수행하였다. 사후분포를 통해 추정된 원주지역의 일축압축강도의 평균은 약 171 MPa, 춘천지역은 약 123 MPa이다. 원주지역에 작용하는 최대 원위치 응력은 30 MPa 이하이며 춘천지역은 40 MPa 이하였다. 회귀분석에 의해 산정된 최대수평응력의 방향은 원주의 경우 101°이며 춘천의 경우는 95°였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제38권2호
• /
• pp.68-77
• /
• 2013

국내 원자력안전법, 산업안전보건법 및 최신 연구에 근거하여 우라늄 취급시설에서 종사자의 우라늄 섭취로 인한 방사선 위해의 최소화 및 화학적 독성 방지를 동시에 고려한 유도조사준위를 산출하였다. 본 연구에서 방사선 위해의 조사 준위는 연간 2 mSv-6 mSv의 예탁유효선량을 고려하였으며, 화학적 독성의 조사준위는 0.3 ${\mu}g$ $g^{-1}$의 신장의 우라늄 농도를 고려하였다. 결과로써 핵연료가공시설에서 3.5% 농축우라늄 취급 시, 공기 중 우라늄 농도측정의 유도조사준위는 Type F, Type M 및 Type S 우라늄 급성흡입 시 화학적 독성에 근거한 STEL의 값인 0.6 mg $m^{-3}$으로 산출되었다. 또한 Type F 우라늄 만성흡입 시 유도조사준위는 화학적 독성에 근거한 15.21 ${\mu}g$ $m^{-3}$으로 산출되었으며, Type M 및 Type S 우라늄 만성흡입 시 유도조사준위는 각각 방사선 위해에 근거한 0.41-1.23 Bq $m^{-3}$ 및 0.13-0.39 Bq $m^{-3}$으로 산출되었다. 폐 측정의 유도조사준위는 6개월 감시주기에서 Type M 우라늄 급성흡입 및 만성흡입 시 각각 0.37-1.11 Bq 및 0.39-1.17 Bq으로 산출되었으며, Type S 우라늄 급성흡입 및 만성흡입 시 각각 0.30-0.91 Bq 및 0.19-0.57 Bq으로 산출되었다. 이 값들은 일반적으로 사용되는 폐 측정 기기인 germanium 검출기의 검출한도인 4 Bq 이하로 나타나 폐 측정으로는 본 연구에서 설정한 조사준위를 만족시킬 수 없는 것으로 나타났다. 소변시료 분석에서 Type F 우라늄을 급성흡입 후 1개월 감시주기에서 유도조사준위는 화학적 독성에 근거한 14.57 ${\mu}g$ $L^{-1}$로 산출되었다. 또한 Type M 우라늄을 급성흡입 및 만성흡입 시 1개월 감시주기에서 유도조사준위는 각각 방사선 위해에 근거하여 2.85-8.58 ${\mu}g$ $L^{-1}$ 및 1.09-3.27 ${\mu}g$ $L^{-1}$으로 산출되었다.