• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권3호
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• pp.116-122
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• 2012

미국 원자력규제위원회(U. S. NRC)에서 개발한 PAVAN 프로그램을 사용하여 기상자료의 통계처리방법에 따른 원자력발전소의 수명기간 중 발생할 수 있는 가상 사고시 단기 대기확산인자 값의 영향을 분석하였다. 대기확산을 평가하기 위한 기본요소는 기상자료이며, PAVAN에서는 대기안정도에 대한 풍향과 풍속의 발생빈도를 나타내는 결합빈도분포자료를 사용하여 평가한다. 고리와 월성 원자력발전소 부지에서 2006~2010년까지 5년간 관측된 기상자료를 사용하여 풍속등급의 분류방법(U. S. NRC 권고와 균등발생빈도 분류방법)과 평가에 적용되는 기상자료의 통계처리기간(1년, 2년, 3년, 4년, 5년)에 따른 결합빈도분포자료를 작성하여 단기 대기확산인자를 평가하였다. 평가결과, 두 원자력발전소 부지 모두 풍속등급의 분류에 따른 단기 대기확산인자 값의 영향은 미미한 반면 평가에 적용되는 기상자료의 분석기간은 상대적으로 중요한 영향을 나타냈는데, 최대값과 최소값의 비는 1.5배 이상의 차이를 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제19권4호
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• pp.317-324
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• 1987

본 논문은 가압 경수형 원자로의 제어봉 이탈사고와 같이 공간 의존적 과도특성 해석에 필히 요구되는 가상적 사고 분석을 위한 핵적 동특성 코드의 개발을 위한 것이다. 본 논문에서는 1.5군 중성자 화산 방정식에 의거한 수정형 Borresen 모형을 핵적 동특성 모델로 잡고 이를 공간의존적 과도특성해석에 응용할 수 있도록 수식화 하여 고리 1호기 초기 노심의 가상적인 제어봉 이탈 사고해석에 응용했다. 본 사고 해석에 채택한 수정형 Borresen 모형에 대한 계산 정밀도의 검증을 위해 출력 분포 및 제어봉가등 계산결과를 고리 1호기 초기 노심의 노물리 실험자료와 비교했고 공간의존적 사고해석에 있어서 중시되는 핵적 동특성 방정식의 계산 효율성을 검토했다. 그리고 이 결과를 토대로 수정형 Borresen 모형이 제어봉 이탈사고, 증기관 파탄사고 등과 같은 공간의존적 사고해석에 유용하게 이용될 수 있다는 것을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권6호
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• pp.759-766
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• 2013

As passive safety features for nuclear power plants receive increasing attention, various studies have been conducted to develop safety systems for 3rd-generation (GEN-III) nuclear power plants that are driven by passive systems. The Passive Auxiliary Feedwater System (PAFS) is one of several passive safety systems being designed for the Advanced Power Reactor Plus (APR+), and extensive studies are being conducted to complete its design and to verify its feasibility. Because the PAFS removes decay heat from the reactor core under transient and accident conditions, it is necessary to evaluate the heat removal capability of the PAFS under hypothetical accident conditions. The heat removal capability of the PAFS is strongly dependent on the heat transfer at the condensate tube in Passive Condensation Heat Exchanger (PCHX). To evaluate the model of heat transfer coefficient for condensation, the Multi-dimensional Analysis of Reactor Safety (MARS) code is used to simulate the experimental results from PAFS Condensing Heat Removal Assessment Loop (PASCAL). The Shah model, a default model for condensation heat transfer coefficient in the MARS code, under-predicts the experimental data from the PASCAL. To improve the calculation result, The Thome model and the new version of the Shah model are implemented and compared with the experimental data.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권3호
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• pp.323-334
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• 2013

During a hypothetical core-disruptive accident (CDA) in a sodium-cooled fast reactor (SFR), degraded core materials can form roughly conically-shaped debris beds over the core-support structure and/or in the lower inlet plenum of the reactor vessel from rapid quenching and fragmentation of the core material pool. However, coolant boiling may ultimately lead to leveling of the debris bed, which is crucial to the relocation of the molten core and heat-removal capability of the debris bed. To clarify the mechanisms underlying this self-leveling behavior, a large number of experiments were performed within a variety of conditions in recent years, under the constructive collaboration between the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and Kyushu University (Japan). The present contribution synthesizes and gives detailed comparative analyses of those experiments. Effects of various experimental parameters that may have potential influence on the leveling process, such as boiling mode, particle size, particle density, particle shape, bubbling rate, water depth and column geometry, were investigated, thus giving a large palette of favorable data for the better understanding of CDAs, and improved verifications of computer models developed in advanced fast reactor safety analysis codes.

• 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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• 제23권2호
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• pp.23-29
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• 2018

This study explored secondary effects of the residual hydrofluoric acid (HF) after a hypothetical acid spill accident by investigating the long-term dissolution of minerals and leaching of pre-existing arsenic (As) from two soil samples (i.e., KBS and KBM) through batch and column experiments. An increase in the HF concentration in both soil samples resulted in a dramatic increase in the release of major cations, especially Si. However, the amounts of mineral dissolved were dependent on the soil type and mineral characteristics. Compared to the KBM soil, relatively more Ca, Mg and Si were dissolved from the KBS soil. The column experiment showed that the long-term dissolution rates of the minerals are closely associated with the acid buffering capacity of the two soils. The KBM soil had relatively higher effluent pH values compared to the KBS soil. Also, more As was leached from the KBM soil, with a more amorphous hydrous oxide-bound As fraction. These results suggest that the potential of heavy metal leaching by the residual acid after an acid spill will be influenced by heavy metal speciation and mineral structure in the affected soil.

• 한국가스학회지
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• 제5권2호
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• pp.9-13
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• 2001

광양제철소의 소둔로 설비를 대상으로 정성적 및 정량적 위험성을 평가하였다. 소둔로는 냉연 강판 제조시 품질 향상을 위한 열처리 목적으로 이용되는 제철 설비중 하나로 Coke Oven Gas(COG)가 연료로 사용되고, 수소와 질소의 혼합가스 또는 순수한 수소가 분위기 가스로 사용된다. 위험성 평가를 통하여, 소둔로의 가연성 가스 누출 시나리오와 빈도를 분석하였으며, 가연성 가스 누출 사고시 화재 또는 폭발의 피해 영향을 분석하였다. 이들 분석 결과와 함께 여러 다른 지수(Index)를 제시하여 소둔로 가스 설비의 안전성 향상 방안을 도출하였다.

• 한국전산유체공학회지
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• 제15권4호
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• pp.67-75
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• 2010

Hydrogen safety is one of important issues for future public usage of hydrogen. When hydrogen is released in a compartment, the occurrence of detonation must be prohibited. In order to evaluate the possibility of DDT (Deflagration to Detonation Transition) in the compartment with the hydrogen release, sigma-lambda criteria which were developed from experimental data are commonly used. But they give a little conservative results because they do not consider the detailed geometrical effect of the compartment. This is the main reason of the need to mechanistic combustion model for evaluation of hydrogen flame propagation and acceleration. In this study, sigma-lambda criteria and combustion model were systematically applied to evaluate a possibility of DDT in a IRWST compartment of APR1400 nuclear power plant during a hypothetical accident. A combustion model in an open source CFD code OpenFOAM has been applied for analyses of hydrogen flame propagation. The model was validated by evaluating the flame acceleration tests conducted in FLAME facility. And it was applied to evaluate the characteristics of a hydrogen flame propagation in the IRWST compartment of APR1400.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제18권4호통권70호
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• pp.373-383
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• 2005

다양한 분야에서 방사선물질을 수송하기 위해 사용되고 있는 수송용기(cask)는 국내 원자력안전규정 및 IAEA 운반규정에서 정한 9m 자유낙하충격의 가상사고조건을 만족시켜야 된다. 현재까지 수송용기의 낙하충격력은 주로 복잡한 계산과정을 갖는 유한요소해석에 의해 수행되어 왔다. 본 논문에서는 수송용기 본체의 동적충격응답에 대해 모드중첩기법을 이용하여 해석하고 그 해법방법을 제시하였다. 해석결과는 이전에 실시되었던 시험결과와 유한요소해석과 비교를 통하여 그 타당성을 입증하였다. 본 해석방법은 유한요소 해석과 비교하여 간단한 방법으로서 수송용기에 대한 대체적인 동적응답을 예측할 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권1호
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• pp.65-70
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• 1988

PWR사용 후 핵연료 집합체 4개를 장전한 수 있는 납/Resin차폐체형 수송용기에 대한 방사선 차폐해석을 수행하였다. 이때 차폐효과를 유지하면서도 전체중량이 최소화되도록 차폐재를 선택하였다. 방사선윈은 ORIGEN 전산코드로 계산하여 얻었으며, 사용후 핵연료의 연소도를 38,000 MWD/MTU 그리고 냉각기간을 3년으로 가정하였다. 수송용기의 외부 표면에서 1m거리에서 나타나는 감마선 그리고 중성자의 선량율은 ANISN전산코드로 계산하여 얻었다. 계산된 총방사선 선량율은 정상 및 가상 사고조건하에서도 국내 법규에 규정된 기준치 이내에서 만족하는 것으로 나타났다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제4권2호
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• pp.20-28
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• 2008

According to IAEA regulations, a transportation package of radioactive material should perform its intended function of containing the radioactive contents after the drop test, which is one of hypothetical accident conditions. Impact limiters attached to a transport cask absorb the most of impact energy. So, it is appreciated to determine properly the shape, size and material of impact limiters. A material data needed in this determination is a dynamic one. In this study, several materials considered as those of impact limiters were tested by a drop weight facility to acquire dynamic material characteristics data. Impact absorbing volume of the impact limiter was derived mathematically for each drop condition. A size optimization of impact limiter was conducted. The derived impact absorbing volumes were applied as constraints. These volumes should be less than critical volumes generated based on the dynamic material characteristics. The derived procedure to decide the shape of impact limiter can be useful at the preliminary design stage when the transportation package's outline is roughly determined and applied as input value.