• 한국안전학회지
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• 제27권6호
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• pp.192-204
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• 2012

For a severe accident of nuclear power plant, an approach to estimation of the radiological source term using a severe accident code(MELCOR) has been proposed. Although the MELCOR code has a capability to estimate the radiological source term, it has been hardly utilized for the radiological consequence analysis mainly due to a lack of understanding on the relevant function employed in MELCOR and severe accident phenomena. In order to estimate the severe accident source term to be linked with the radiological consequence analysis, this study proposes 4-step procedure: (1) selection of plant condition leading to a severe accident(i.e., accident sequence), (2) analysis of the relevant severe accident code, (3) investigation of the code analysis results and post-processing, and (4) generation of radiological source term information for the consequence analysis. The feasibility study of the present approach to an early containment failure sequence caused by a fast station blackout(SBO) of a reference plant (OPR-1000), showed that while the MELCOR code has an integrated capability for severe accident and source term analysis, it has a large degree of uncertainty in quantifying the radiological source term. Key insights obtained from the present study were: (1) key parameters employed in a typical code for the consequence analysis(i.e., MACCS) could be generated by MELCOR code; (2) the MELOCR code simulation for an assessment of the selected accident sequence has a large degree of uncertainty in determining the accident scenario and severe accident phenomena; and (3) the generation of source term information for the consequence analysis relies on an expert opinion in both areas of severe accident analysis and consequence analysis. Nevertheless, the MELCOR code had a great advantage in estimating the radiological source term such as reflection of the current state of art in the area of severe accident and radiological source term.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제19권4호
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• pp.370-377
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• 2009

A simple preliminary analysis is often useful to check a validity of design alternatives before the detailed analysis phase in the viewpoint of efficiency. This paper describes a preliminary analysis procedure for the selection among basket design candidates for the spent fuel shipping cask of Korean standard nuclear power plant. As the cask should maintain the structural integrity in hypothetical accident condition, the case of 9 m drop is significantly considered as the worst scenario among the accident conditions in structural design viewpoint in this paper. As basket design options, totally four different types are considered and analyzed in the point of structural integrity at drop impact and weldability for fabrication. As a result, an insertion round plate type with densely spaced supports turns out to be the best in both of the viewpoints, though the weld plate type shows a bit more design margin.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제31권6호
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• pp.605-613
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• 2020

In July and October of this year, the government announced the 'Green new deal plan within the Korean new deal policy' and 'Strategies for proliferation of future vehicles and market preoccupation'. And, in response to changes in the global climate agreement, it has decided to expand green mobility such as electric vehicles and hydrogen electric vehicles with the aim of a "net-zero" society. Accordingly, the goal is to build 310 hydrogen refueling stations along with the supply of 60,000 hydrogen vehicles in 2022, and the hydrogen infrastructure is being expanded. however, it is difficult to secure hydrogen infrastructure due to expensive construction costs and difficulty the selection of a site. In Korea, it is possible to build a mobile hydrogen station according to the safety standards covering special case of the Ministry of Industry. Since the mobile hydrogen station can be charged while moving between authorized place, it has the advantage of being able to meet a large number of demands with only one hydrogen refueling station, so it is proposed as a model suitable for the early market of hydrogen infrastructure. This study demonstrates the establishment of a hydrogen refueling station by deriving a virtual accident scenario for leakage and catastrupture for each facility for the risk factors in a mobile hydrogen station, and performing a quantitative risk assessment through the derived scenario. Through the virtual accident scenario, direction of demonstration and implications for the construction of a mobile hydrogen refueling station were derived.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제15권4호
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• pp.24-33
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• 2001

현재 전세계적으로 공장내(on-site)뿐만 아니라 공장외지역(off-site)에 대한 사고영향평가의 필요성이 대두되고 있으며, 공장외지역에 대한 영향평가 수행후 이에 대한 적절한 비상계획을 제출하도록 하고 있고, 국내에서도 종합적위험관리체계(IRMS : Integrated Risk Management System)를 PSM이나 SMS와 더불어 시행 준비중에 있다. 그러나 공장외지역에 대한 위험영향 평가시 가장 먼저 결정되어야 할 가상시나리오에 대한 기준이 체계적으로 마련되어 있지 않아 사용자나 분석자에 따라 평가결과가 다양하게 나오며, 또한 공정에서 발생할 수 있는 사고의 이상원을 정확하게 파악하지 못한다는 단점이 있다. 따라서 본 연구에서는 이러한 가상시나리오를 결정하는데 필요한 공정요소를 분석한 후, 분석결과에 따라 발생 가능하고, 먼저 고려되어야 할 시나리오를 산정할 수 있도록 전략을 제시하고자 한다. 분석된 공정요소들은 요소에 따른 가중치를 부여하여 위험등급을 결정한 후 등급에 따른 위험영향 평가를 수행하도록 한다. 분석의 결과는 가상시나리오의 신뢰성을 향상시킴으로써 위험영향평가가 과대평가되는 것을 방지하고, 공정의 설계나 비상계획의 수립시 효과적이고 적절한 대책마련을 유도할 수 있다.

• 한국가스학회지
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• 제17권4호
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• pp.26-32
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• 2013

산업현장에서 중대산업사고를 예방하기 위해서는 원천적으로 위험물질의 사용을 금지하고 안전이 확보된 대체물질을 사용하는 것이 최상의 안전을 확보하는 방법이다. 그러나 대체물질의 비효율적인 경제성과 생산기술의 부재로 인해 위험물질을 취급할 수밖에 없는 상황이라면 사고가 발생하지 않도록 예방을 철저하게 하는 것이 차선의 안전대책이라 하겠다. 이에 본 연구는 최근 연속적인 누출사고로 인해 위험성이 대두 되었음에도 산업현장에서 사용 및 취급될 수밖에 없는 HF에 대해 누출사고가 발생함과 동시에 향후에도 누출사고 가능성이 높은 HF 충진공정의 위험성 평가시 사고결과 영향분석과 비상조치계획 수립에 효율적으로 활용 할 수 있는 사고 시나리오를 발굴 및 선정하였다.

• 한국가스학회지
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• 제21권1호
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• pp.43-51
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• 2017

국내 냉동제조시설에서 암모니아 누출사고가 여전히 발생하고 있음을 볼 수가 있다. 암모니아는 가연성가스 및 독성가스이므로 사고 발생할 때 인체와 생태계에 큰 피해를 일으킬 수 있다. 국내 냉동제조시설의 암모니아 사고유형을 파악한 후 사고시나리오를 선정하여 피해범위를 산정하고 사고 빈도와 위험도를 분석하여 사고 피해를 최소화하는 대책 수립이 필요하다. 본 연구에서는 정량적 위험성 평가(QRA: quantitative risk assessment)의 분석 방법에 따라 암모니아 냉동시스템의 리시버 탱크에 대한 위험도를 분석하였다. 시나리오 분석 조건은 화학물질관리법에서 정하는 '사고시나리오 선정에 관한 기술지침' 및 미국 화학공정안전센터(CCPS: center for chemical process safety)의 가이드라인에 따라 정하였다. DVN사의 SAFETI 프로그램을 활용하여 시나리오에서 선정된 모든 사고 영향범위를 산정하고 빈도 분석을 통하여 리시버 탱크에 대한 위험도를 도출하였다. 빈도 값은 사건수 분석(ETA: event tree analysis)기법과 Part count 기법을 활용하였다. 연구 결과 암모니아 냉동시스템의 개인적 위험도는 7.71E-04/yr으로 도출되었으며, 사회적 위험도 1.17E-03/yr으로 도출되었다. 도출된 위험도는 국제 화재방지협회 (NFPA: national fire protection association)의 ALARP (as low as reasonably practicable) 범위를 적용하여 위험도의 적합성을 확인하였으며, 본 연구에서 제안한 위험도 산정 방법이 사고 피해 최소화 방안을 모색하는데 활용된다면 보다 좋은 결과가 도출될 것으로 판단된다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제18권11호
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• pp.16-22
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• 2017

인천과 시흥, 안산 소재의 위해관리계획 대상 사업장을 중심으로 인근 지역사회에 고지한 주민대피 장소 현황을 조사하고 기상자료 분석을 통하여 화학사고 시 안전한 주민대피를 위한 장소 선정 과정의 개선 방향을 연구하였다. 총 111개의 주민대피 장소 중에 학교가 30 곳으로 대다수 위해관리계획 대상 사업장이 선정하는 것으로 조사되었으며, 통상 2-3곳의 주민대피 장소를 선정하는 것으로 나타났다. 인천의 2016년도 지상기상관측자료를 분석한 결과 16방위 중 NNE 풍향 18.8525 %, NNW 풍향 18.0328 %, WSW 풍향 12.2951 %, SSE 풍향 9.0164 %, SW 풍향 8.4700 %, W 풍향 6.5574 %, S 풍향 5.7376 % 순으로 발생 빈도가 높았다. NNE 풍향이 발생빈도가 가장 높았지만 NNW 풍향과 차이가 크게 나지 않았고 상반되는 풍향인 WSW 풍향과 SSE 풍향도 비교적 높은 빈도를 나타내고 있어 연간 풍향은 어느 한쪽으로 치우쳐 있지 않는 것으로 확인되었다. 이를 고려하여 화학사고 시 안전한 방향의 대피 장소 선정에 보완점을 제시하였다.

• 한국가스학회지
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• 제22권2호
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• pp.90-96
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• 2018

천연가스 및 석유를 정제 및 가공하는 화공플랜트에서 원료에 함유된 황화수소($H_2S$)의 누출로 인한 피해를 최소화시키기 위한 설계 기법들이 세계적으로 널리 연구되어왔다. 그러나 국내에서는 화공플랜트에서 $H_2S$ 가스 피해 최소화를 위한 별도의 뚜렷한 설계 지침 및 규제가 없는 실정이다. 그러므로 본 연구는 $H_2S$ 독성가스감지기를 설치해야 할 공정설비의 $H_2S$ 가스 함량의 정량적 기준을 500 ppm으로 제시하고 타당한 근거를 설명하였다. 또한 ALOHA 프로그램을 사용하여 과거 $H_2S$ 가스 누출 사고를 재구성하여 IDLH 값인 100 ppm까지의 확산 반경을 산출하였다. 모델링의 기상 조건은 국내 3대 석유화학단지가 위치한 울산, 여수, 대산의 조건을 각각 적용하였으며, 울산, 대산, 여수 순서로 긴 반경이 도출되었다. 비상시 안전을 위해서 본 연구에서 얻은 $H_2S$ 가스의 100 ppm까지의 확산 반경을 고려한 추가적인 $H_2S$ 독성가스감지기가 설치되어야 하고, 이때는 반드시 지역별 기후조건이 고려되어야 할 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권4호
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• pp.237-245
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• 2011

후쿠시마 사고 이후 사용후핵연료 저장시설 안전성 재검증 필요성이 증대되고 있는 가운데, 재검증 결과의 신뢰성 향상을 위해 열부하 평가결과의 정확도 향상이 요구되고 있다. 이를 위한 기초연구로 본 연구에서는 상대적으로 중요성이 저평가되었던, 저장시나리오, 연소조건 관련 인자와 같이 붕괴열 및 열부하 평가 영향인자를 도출하고, 고리 4호기를 대상으로 ORIGEN2 코드를 이용해 그 효과를 평가하였다. 대표 저장시나리오에 대한 열부하 평가 결과, 최후 방출 핵연료의 붕괴열은 시나리오에 따라 전체 열부하의 최대 80.42%를 차지해 저장시설 열부하에 지배적인 영향을 미침이 확인되었다. 또한 연소조건 인자로 선택된 축 방향 연소 효과, 연소이력, 비출력 효과에 대한 민감도 분석 수행 결과, 냉각기간이 짧을수록 각 인자의 붕괴열에 대한 영향이 커지는 것으로 확인되었다. 각 인자별로는 비출력, 연소이력, 축 방향 연소 효과의 순으로 붕괴열에 대한 영향력이 컸으며, 특히 비출력의 경우 방출 직후 평균값의 0.34에서 1.66배, 방출 1년 후에는 평균 대비 0.55에서 1.37배까지 붕괴열 변화를 초래함이 확인되었다. 즉, 저장시설의 열부하 평가와 같이 냉각기간이 짧은 핵연료에 대한 해석 시 비출력, 연소이력과 같은 연소조건인자가 해석결과에 매우 큰 차이를 초래할 수 있으므로, 해석결과의 정확도 향상을 위해 기존 해석자의 공학적 판단에 의거한 임의 인자 대표성 핵연료 선택방식 대신 실제 운전 데이터의 적용 등이 필요할 것으로 보인다. 본 연구 결과는 향후 열부하 해석 결과의 정확도 향상 및 불확실도 평가를 위한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.