• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권3호
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• pp.967-973
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• 2021

In 2011, an earthquake and subsequent tsunami hit the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, causing simultaneous accidents in several reactors. This accident shows us that if there are several reactors on site, the seismic risk to multiple units is important to consider, in addition to that to single units in isolation. When a seismic event occurs, a seismic-failure correlation exists between the nuclear power plant's structures, systems, and components (SSCs) due to their seismic-response and seismic-capacity correlations. Therefore, it is necessary to evaluate the multi-unit seismic risk by considering the SSCs' seismic-failure-correlation effect. In this study, a methodology is proposed to obtain the seismic-response-correlation coefficient between SSCs to calculate the risk to multi-unit facilities. This coefficient is calculated from a probabilistic multi-unit seismic-response analysis. The seismic-response and seismic-failure-correlation coefficients of the emergency diesel generators installed within the units are successfully derived via the proposed method. In addition, the distribution of the seismic-response-correlation coefficient was observed as a function of the distance between SSCs of various dynamic characteristics. It is demonstrated that the proposed methodology can reasonably derive the seismic-response-correlation coefficient between SSCs, which is the input data for multi-unit seismic probabilistic safety assessment.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.247-260
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• 2020

본 논문에서는 고리 1호기 해체 비용 추정을 위해 외국 원자력발전소 해체 비용 데이터를 현가화한 후 원자력발전소 해체 비용 추정 회귀 분석모델을 개발하였다. 이 모델 개발에 사용된 데이터는 해체 또는 진행 중인 BWR 13기, PWR 16기의 해체 비용 데이터이다. 회귀 분석모델 도출을 위해, 해체 비용을 종속변수로 정하고, 해체 원전의 운전 특성을 반영할 수 있게 고안된 Contamination factor와 해체 기간을 독립변수로 선정하였다. 빅데이터 분석 도구인 R language의 통계패키지를 이용하여 회귀 분석모델을 도출하였다. 이 회귀 분석 모델을 적용하여 고리 1호기 해체 비용을 예측한 결과, 미화 663.40~928.32백만 달러, 한화 약 7,828.12억~1조 954.18억 원이 소요될 것으로 예측되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제37권3호
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• pp.129-137
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• 2012

국제방사선방호위원회(ICRP)는 2007년 발행된 ICRP 103 권고를 통해, 행위와 개입으로 대변되는 방사선방호 지침을 각 피폭상황 별로 적용하도록 변경하여 권고하였다. 이 지침에는 계획피폭상황에서 방사선방호 최적화의 수단으로 방사선작업종사자와 일반인에 대해 선원중심의 선량제약치(dose constraint)를 설정하여 운영하도록 권고하고 있다. 이 논문에서는 계획피폭상황에서 일반인 선량제약치를 설정하는데 필요한 국내 원전의 방사성물질의 배출량과 이에 따른 주변주민의 피폭방사선량 평가 결과를 분석하였다. 이를 바탕으로 국내 원전의 동일부지 내 복수호기 원전의 운영을 고려한 선량제약치 설정 방안을 제시하였다.

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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• 한국시뮬레이션학회 2005년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.129-133
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• 2005

This paper describes the methodology of connecting MASTER (Multi-purpose Analyzer for Static and Transient Effects of Reactors) to simulator system, system configuration, and previous test. The actual simulator environment for Youngkwang Unit1 has been developed. It is impossible for the simulator server to execute MASTER code by limitation of computer performance. So, environment of distributed system was developed, and it had a synchronization task. As MASTER and simulator module should be synchronized in different device, the connection of communication was tested and verified.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권3호
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• pp.624-634
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• 2016

Nuclear criticality safety analyses (NCSAs) considering burnup credit were performed for the GBC-32 cask. The used nuclear fuel assemblies (UNFAs) discharged from Hanbit Nuclear Power Plant Unit 3 Cycle 6 were loaded into the cask. Their axial burnup distributions and average discharge burnups were evaluated using the DeCART and Multi-purpose Analyzer for Static and Transient Effects of Reactors (MASTER) codes, and NCSAs were performed using SCALE 6.1/STandardized Analysis of Reactivity for Burnup Credit using SCALE (STARBUCS) and Monte Carlo N-Particle transport code, version 6 (MCNP 6). The axial burnup distributions were determined for 20 UNFAs with various initial enrichments and burnups, which were applied to the criticality analysis for the cask system. The UNFAs for 20- and 30-year cooling times were assumed to be stored in the cask. The criticality analyses indicated that $k_{eff}$ values for UNFAs with nonuniform axial burnup distributions were larger than those with a uniform distribution, that is, the end effects were positive but much smaller than those with the reference distribution. The axial burnup distributions for 20 UNFAs had shapes that were more symmetrical with a less steep gradient in the upper region than the reference ones of the United States Department of Energy. These differences in the axial burnup distributions resulted in a significant reduction in end effects compared with the reference.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.169-179
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• 2011

우리나라에서 운영하는 원자력발전소는 PWR형과 CANDU형 2종류가 있으며, 원자력발전에 의한 지속적인 에너지 공급을 위하여 이들로부터 발생하는 사용후핵연료에 대한 안전관리는 매우 중요한 인자이다. 사용후핵연료 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하여 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 개발하였으며, 현재는 개발된 기술에 대한 실증 및 처분시스템의 효율향상을 위한 연구를 진행하고 있다. 또한, PWR형 사용후핵 연료의 경우 사용후핵연료 재활용 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용하는 연구가 진행 중이므로, 이들 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물을 처분하는 방안을 강구하고 있다. 이에 따라 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템의 처분효율을 향상시키는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 한국형 사용후핵연료 처분시스템의 CANDU 사용후핵연료 처분용기를 개선하여 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발(Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장 활용하는 개념을 도출하고, 열해석을 통하여 처분시스템 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 요건을 만족하는 처분터널 및 처분공 간격을 정하여 이들에 대한 처분시스템 개념을 도출하였다. 이렇게 설정된 개념들을 단위면적당 열효율, 우라늄밀도(U-density), 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량 측면에서 분석하여 처분효율이 가장 높은 방안을 제안하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 PWR 사용후핵연료 재활용공정으로부터 발생한 고준위폐기물 처분시스템과 함께 복합 처분장 설계에 활용될 것이다.