• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 1996년도 가을 학술발표회 논문집
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• pp.546-550
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• 1996

The personal-computer software program named SAMS(Structural Aging Management System) was developed for the concrete structure of NPP(Nuclear Power Plant). SAMS is constituted of three part, detabase system containing various inspection data, operation program for standard input/output of the inspection data, and application program for efficient operation of database system. Using the SAMS, the field engineers can easily acquire the information about the various inspection data, repair and accidental histories of NPP structures. SAMS will contribute to the effcient maintenance of NPP structures.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권7호
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• pp.817-824
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• 2012

The most important component of a nuclear power plant is its nuclear reactor. Studies on the integrity of reactors have become an important part regarding the safety of a nuclear power plant. The US Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide (NRC RG) 1.20 presents a Comprehensive Vibration Assessment Program (CVAP) to be used to verify the structural integrity of the Reactor Vessel Internals (RVI) for flow-induced vibration prior to commercial operation. However, there are few published studies related to the RVI CVAP. We classified the Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) RVI CVAP as a non-prototype category-2 reactor as part of an independent validation of its design. The aim of this paper is to present the results of structural response analyses of the Upper Guide Structure (UGS) assembly of the APR1400 reactor. These results show that the UGS and the Inner Barrel Assembly (IBA) meet the specified integrity levels of the design acceptance criteria. The vibration and stress analysis results in this paper will be used as basic information to select measurement locations of the vibration and stress for the APR1400 RVI CVAP.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권4호
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• pp.570-581
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• 2018

Recently, a software program has been used in nuclear power plants (NPPs) to digitalize many instrumentation and control systems. To guarantee NPP safety, the reliability of the software used in safetycritical instrumentation and control systems must be quantified and verified with proper test cases and test environment. In this study, a software testing method using a simulation-based software test bed is proposed. The test bed is developed by emulating the microprocessor architecture of the programmable logic controller used in NPP safety-critical applications and capturing its behavior at each machine instruction. The effectiveness of the proposed method is demonstrated via a case study. To represent the possible states of software input and the internal variables that contribute to generating a dedicated safety signal, the software test cases are developed in consideration of the digital characteristics of the target system and the plant dynamics. The method provides a practical way to conduct exhaustive software testing, which can prove the software to be error free and minimize the uncertainty in software reliability quantification. Compared with existing testing methods, it can effectively reduce the software testing effort by emulating the programmable logic controller behavior at the machine level.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권4호
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• pp.870-880
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• 2016

A steam generator tube rupture (SGTR) event with a stuck-open safety relief valve constitutes one of the most serious accident sequences in pressurized water reactors (PWRs) because it may create an open path for radioactive aerosol release into the environment. The release may be mitigated by the deposition of fission product particles on a steam generator's (SG's) dry tubes and structures or by scrubbing in the secondary coolant. However, the absence of empirical data, the complexity of the geometry, and the controlling processes have, until recently, made any quantification of retention difficult to justify. As a result, past risk assessment studies typically took little or no credit for aerosol retention in SGTR sequences. To provide these missing data, the Paul Scherrer Institute (PSI) initiated the Aerosol Trapping In Steam GeneraTor (ARTIST) Project, which aimed to thoroughly investigate various aspects of aerosol removal in the secondary side of a breached steam generator. Between 2003 and 2011, the PSI has led the ARTIST Project, which involved intense collaboration between nearly 20 international partners. This summary paper presents key findings of experimental and analytical work conducted at the PSI within the ARTIST program.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권6호
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• pp.1810-1820
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• 2021

Study of single bubble behavior under rolling motions can prove useful for fundamental understanding of flow field inside the modern small modular nuclear reactors. The objective of the present study is to simulate the influence of rolling conditions on single rising bubble in a liquid using multiphase Moving Particle Semi-implicit (MPS) method. Rolling force term was added to 2D Navier-Stokes equations and a computer program was written using C language employing OpenACC to port the code to GPU. Computational results obtained were found to be in good agreement with the results available in literature. The impact of rolling parameters on trajectory and velocity of the rising bubble has been studied. It has been found that bubble rise velocity increases with rolling amplitude due to modification of flow field around the bubble. It has also been concluded that the oscillations of free surface, caused by rolling, influence the bubble trajectory. Furthermore, it has been discovered that smaller vessel width reduces the impact of rolling motions on the rising bubble. The effect of liquid viscosity on bubble rising under rolling was also investigated and it was found that effects of rolling became more pronounced with the increase of liquid viscosity.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권2호
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• pp.493-500
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• 2022

The objective of this study was to derive derived concentration guideline levels (DCGLs) reflecting the site-specific characteristics of KRR-1&2. A total of 7 nuclides (H-3, C-14, Co-60, Sr-90, Cs-137, Eu-152, and Eu-154) were selected for DCGLs derivation. Radiation dose at the sites was evaluated with RESRAD-ONSITE program. The dose contribution due to direct external exposure was the highest during the entire evaluation period. Ingestion had the second effect. The DCGLs of Co-60 was derived to be 0.051 Bq/g, and DCGLs of Cs-137 was 0.193 Bq/g. The DCGLs of H-3 showed the highest value of 129 Bq/g. The ratio of DCGLs derived by applying site-specific values and default values ranged from 0.27 to 19.6. For six nuclides excluding H-3, KRR-1&2 sites and the overseas NPP sites showed similar DCGLs. H-3 showed large differences in DCGLs from this study and overseas NPPs. The large difference resulted from input parameter values applied to the sites. In conclusion, it is critical to apply site-specific parameter values reflecting the site characteristics to derive DCGLs for decommissioned site clearance. The result of this study can be used as a reference for nuclide selection and DCGLs derivation reflecting the site characteristics when decommissioning nuclear facilities, including nuclear power plants in Korea.

• Journal of Public Diplomacy
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• 제3권1호
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• pp.43-63
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• 2023

목적: 핵·원자력 분야는 전통적으로 정무외교·경제외교 영역에 속했다. 핵확산 문제는 사안의 중대성과 국제안보에 미치는 심각성, 강대국과 비확산레짐의 영향력 등을 고려했을 때 당연히 국가 간 해결해야 할 문제였고, 원자력 에너지 산업도 예산과 인력, 사업의 규모 등을 고려했을 때 경제적 관점에서 접근했던 것이다. 따라서 본 연구의 목적은 기존의 관점에서 탈피하여 공공외교가 핵·원자력이라는 새로운 영역으로 확장될 수 있는지 그 가능성을 살펴보는 것이다. 방법: 이를 위해 핵·원자력 분야에서 한국의 위치가 가지는 특수성을 살펴보고 공공외교의 특성과 비교하여 상호 중첩되는 영역이 있는지 분석한다. 결과: 핵·원자력 이슈에 관한 한국의 특수성, 공공외교와의 중첩 등을 고려했을 때 해당 분야에 대한 공공외교의 영역 확장과 역할 확대는 가능할 것으로 보인다. 특히, 국가의 주도적 역할이 필요하다는 점과 한국의 안보 및 경제 구조를 고려했을 때 지속적인 정책적 수요가 있다는 점에서 그러하다. 실제로 카이스트 핵비확산교육연구센터(KAIST NEREC)에서는 하계장학생프로그램(Summer Fellows Program) 운영을 통해 핵·원자력 분야의 공공외교를 펼치고 있으며, 상당한 성과를 거두고 있는 것으로 평가된다. 결론: 따라서 본 논문에서는 전통적으로 정무외교, 정상외교, 경제외교의 관점에서 접근해왔던 핵·원자력 이슈에 대해 공공외교의 역할 증진 가능성을 높게 평가하고 이와 유사한 공공외교 활동들에 대한 예산 지원, 프로그램 및 인력 확대가 필요함을 강조한다. 이를 통해 한국의 핵정책과 원자력 산업이 국제사회의 지지를 얻고 한국의 국익 향상에 도움이 될 것으로 기대된다.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제21권8호
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• pp.708-713
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• 2011

U.S. nuclear regulatory commission(NRC) regulatory guide(RG) 1.20 requires a comprehensive vibration assessment program(CVAP) for use in verifying the structural integrity of reactor vessel internals(RVI) for flow-induced vibrations prior to commercial operation. The CVAP program consist of vibration and fatigue analysis, a vibration measurement program, an inspection program, and a correlation of their results. One of the main purposes of the analysis program is to select measurement locations, however measurement locations can not be determined by only analysis results, therefore we developed selection criteria of measurement locations for advanced power reactor 1400(APR1400) RVI CVAP, It will be used to select measurement locations and instrument types for APR1400 RVI CVAP.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권3호
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• pp.179-187
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• 2008

캐나다 AECL이 사용후핵연료 관리 방법으로 심지층 처분 방식을 제시하였으나, Seaborn Panel은 이 방안에는 사회적 수용성이 결여되어 있음을 지적하였다. 이에 따라 캐나다는 사용후 핵연료 관리에 위해 보다 폭넓은 사람들의 참여를 유도할 수 있는 공론화 프로그램이 필요하다는 것을 인식하고 먼저 핵연료폐기물법 (Nuclear Fuel Waste Act, NFWA) 을 제정하였다. NFWA에 따라 Nuclear Waste Management Organization (NWMO) 가 설립되었다. 전문가들이 마련한 세 가지 관리 방법 가운데서 사회적으로 수용 가능하고 기술적으로 안전하며, 환경적으로 책임질 수 있고 경제적으로 실행 가능한 사용후핵연료 장기적 관리방안을 마련하는 것을 NWMO의 임무로 지정하였다. 그러나 이 세가지 관리 방안 중 어느 것도 적합하지 않다고 판단할 때는 제 4의 대안을 고려하는 예외 조항을 두었다. 결과적으로 NWMO는 위의 3가지 방안의 장점 및 특징을 바탕으로 하여 제 4의 대안인 Adaptive Phased Management (APM; 융통성 있는 단계적 관리) 방식을 제안하였다. 이 대안은 실행 단계에서라도 어떤 기술적 발전이나 변화가 생겼을 때 이를 받아들이도록 고안되었다. 캐나다의 사용후핵연료 공론화 과정은 연구 개발 프로그램이 사회적 수용성과 얼마나 깊게 연관되어 있는지를 잘 보여준다. 다시 말해, 비록 자세한 기술적인 연구 개발은 전문 과학자에 의해 수행되어야 하지만, 연구 개발의 객관적인 타당성 확보를 위해서는 대중을 의사 결정 과정에 참여시키고 대중의 의견을 수렴하는 것이 매우 중요하다. 또한 공정성, 공공의 건강과 안전, 안보, 적용성 등과 같은 원칙들을 확보하기 위하여 NWMO는 이와 같은 추상적인 개념들을 대중이 이해하도록 노력하였다. 가능한 많은 대중을 프로그램에 참여시키기 위하여 공론화 회의뿐 아니라 e-dialogue 등과 같이 다양한 의사소통 방법을 사용하였다. 현재 사용후핵연료 관리 방안을 둘러싸고 많은 어려움을 겪고 있는 우리나라의 입장에서 생각할 때, 캐나다 공론화 과정은 우리나라가 앞으로 적절한 사용후핵연료 관리 방안을 찾는 데 많은 교훈과 시사점을 제공할 수 있다. 결과적으로, 숙의적 참여방법의 하나인 공론화 방안이 우리나라에서도 사용후핵연료 문제를 해결하는 하나의 대안이 될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권1호
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• pp.20-29
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• 1991

본 연구에서는 2030년까지의 전력수요, 전력생산중 원자력발전의 비중, 기존 원전표준화 계획, 국내제작 능력을 반영하여 개량형 경수로와 중수로 (CANDU)에 대한 참조 시나리오를 도출하고 각 참조 시나리오와 핵연료주기 전략별 핵연류주기 비용, 원자력 발전 단가, 우라늄 소요량, 인력 소요량을 계산하였다. 참조 시나리오들에 대한 분석을 한 결과 우라늄 자원활용, 원전안전성, 인력활용 측면이 노형 전략수립의 주요 인자로 작용하며 발전단가는 전략별로 큰 차이가 없는 것으로 나타났다.