• 청정기술
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• 제19권3호
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• pp.295-299
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• 2013

미국 환경 보호청(Environmental Protection Agency, EPA)의 생물저류 설계기준에 근거한 비점오염원 처리시설의 제거효율 및 성능을 분석하고자 기본 모형 실험장치(basic column reactor, BCR)와 파일럿 규모의 식생 실험 장치를 대상으로 각각 수행하였다. BCR을 이용하여 초기강우 유출수의 유입속도(유량), 식재 층의 조성 및 구성 비율, 등 처리시설의 설계에 필요한 적정인자 값을 도출하였으며 이를 식생 실험 장치에 적용하여 비점오염원의 제거 효율을 분석하였다. 비점오염원으로는 합성된 강우(synthetic rainfall)와 실제 현장(도로변과 주차장)에서 채수한 초기강우 유출수(first rainfall runoff)를 각각 사용하였다. 부유물질(Suspended Solid, SS), 생물학적 산소 요구량(Biochemical oxygen demand, BOD), 화학적 산소요구량(Chemical Oxygen Demand, COD), 총질소(Total Nitrogen, T-N), 총인(Total Phosphorus, T-P) 분석항목 모두 80% 이상을 상회하는 제거효율을 보이고 있음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권2호
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• pp.73-86
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• 1999

현재 경수로형 원자력발전소의 일차계통 냉각수 정화를 위해 사용되는 이온교환방법은 제염효과가 우수하고 공정이 단순하며 조작이 간편하기 때문에 광범위하게 활용되고 있으나 비금속성분도 함께 제거하여 수지의 수명이 단축되고 폐이온교환수지가 발생되는 단점이 있다. 본 연구에서는 일차계통 냉각수 정화를 위해 사용되는 이온교환수지의 대체공정으로서 전기투석과 이온교환이 결합된 전기탈이온법의 사용가능성을 조사하기 위해 모의 용액을 이용하여 다양한 실험조건하에서 수행하였다. 실험결과 유입유량이 증가할수록 제거율은 증가하고 전력소모는 감소하였다. 금속성분 제거율에서 제염계수 1000으로 일정한 경향을 나타내었으며 전력소모 면에서는 TDS 3 ppm이하를 기준으로 유입유량이 $2.0{\ell}/min$일 때 $40.3mWh/{\ell}$ 이었다. 유입유속이 동일한 조건에서는 희석실에 채운 이온 교환수지의 함량이 증가할수록 금속성분 제거율과 전력소모에서 효과적인 것으로 평가되었다. 이온 교환수지를 채운 전기탈이온 공정은 이온교환수지 자체에 의한 수리적 저항과 현탁질에 의한 수지의 오염으로 인해 운전이 계속될수록 유량이 감소하게 된다. 이러한 단점을 극복하기 위해 이온교환수지 대신 이온전도성 스페이서를 설치하여 실험한 결과 유입유량 문제는 해결할 수 있었으나 전력소모와 금속성분 제거율 및 전류효율 면에서 비효율적인 것으로 평가되었다. 전기탈이온 공정의 연속운전에서도 금속성분 제거율에서 제염계수가 1000으로 안정적인 수준을 유지하였다.

• 정보과학회 컴퓨팅의 실제 논문지
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• 제22권3호
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• pp.145-150
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• 2016

프로그램 내에서 오류의 정확한 위치를 찾아내는 것은 많은 시간과 노력을 필요로 하는 작업이다. 이러한 문제를 해결하기 위하여 프로그램의 제어 흐름을 이용한 자동화된 오류 위치 추정 기법이 오랫동안 연구되어 왔으나, 데이터 흐름 기반 언어로 작성된 프로그램에 대해서는 적용될 수 없다는 한계가 있다. 최근 개발된 뮤테이션(mutation) 기반 오류 위치 추정 기법의 경우 프로그램의 제어 흐름 대신 뮤턴트(mutant)라 불리는 인공 오류를 활용하기 때문에 데이터 흐름 기반 언어로 구현된 프로그램에 대해서도 활용될 수 있을 것으로 기대되나, 오류 위치 추정 효과성에 대한 연구는 이루어지지 않았다. 본 연구는 데이터 흐름 기반 언어인 Function Block Diagram (FBD)로 구현된 프로그램을 대상으로 뮤테이션 기반 오류 위치 추정 기법이 실제 오류의 위치를 얼마나 정확하게 추정할 수 있는지에 대한 사례 연구를 수행한다. 실제 원자로 보호 시스템 대상 초기 버전에 사용되었던 FBD 프로그램에서 발견된 오류들을 수집하고, 각 오류별 위치 추정의 효과성을 분석한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.84-96
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• 2022

In the worst case, a temporary ignition source (also known as transient combustibles) between two electrical panels can damage both panels. Mitigation strategies for electrical panel fires were previously developed using fire modeling and risk analysis. However, since they do not comply with deterministic fire protection requirements, it is necessary to analyze the boundary values at which combustibles may damage targets depending on various factors. In the present study, a sensitivity analysis of input variables related to the damage threshold of two electrical panels was performed for dimensionless geometry using a Fire Dynamics Simulator (FDS). A new methodology using a damage evaluation map was developed to assess the damage of the electrical panel. The input variables were the distance between the electrical panels, the vertical height of the fuel, the size of the fire, the wind speed and the wind direction. The heat flux was determined to increase as the vertical distance between the fuel and the panel decreased, and the largest heat flux was predicted when the vertical separation distance divided by one half flame length was 0.3-0.5. As the distance between the panels increases, the heat flux decreases according to the power law, and damage can be avoided when the distance between the fuel and the panel is twice the length of the panel. When the wind direction is east and south, to avoid damage to the electrical panel the distance must be increased by 1.5 times compared to no wind. The present scale model can be applied to any configuration where combustibles are located between two electrical panels, and can provide useful guidance for the design of redundant electrical panels.

• 방사선산업학회지
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• 제17권3호
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• pp.265-273
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• 2023

To effectively and safely manage the radiation exposure to nuclear power plant (NPP) workers in accidents, major overseas NPP operators such as the United States, Germany, and France have developed and applied realistic 3D model radiation dose assessment software for workers. Continuous research and development have recently been conducted, such as performing NPP accident management using 3D-VR based on As Low As Reasonably Achievable (ALARA) planning tool. In line with this global trend, it is also required to secure technology to manage radiation exposure of workers in Korea efficiently. Therefore, in this paper, it is described the application method and assessment results of radiation exposure scenarios for workers in response to accidents assessment technology, which is one of the fundamental technologies for constructing a realistic platform to be utilized for radiation exposure prediction, diagnosis, management, and training simulations following accidents. First, the post-accident sampling after the Loss of Coolant Accident(LOCA) was selected as the accident and response scenario, and the assessment area related to this work was established. Subsequently, the structures within the assessment area were modeled using MCNP, and the radiation source of the equipment was inputted. Based on this, the radiation dose distribution in the assessment area was assessed. Afterward, considering the three principles of external radiation protection (time, distance, and shielding) detailed work scenarios were developed by varying the number of workers, the presence or absence of a shield, and the location of the shield. The radiation exposure doses received by workers were compared and analyzed for each scenario, and based on the results, the optimal accident response scenario was derived. The results of this study plan to be utilized as a fundamental technology to ensure the safety of workers through simulations targeting various reactor types and accident response scenarios in the future. Furthermore, it is expected to secure the possibility of developing a data-based ALARA decision support system for predicting radiation exposure dose at NPP sites.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권2호
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• pp.119-125
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• 1997

가압중수로는 감속재와 냉각재로 중수를 채택함으로써 높은 중성자 경제성을 달성하는 대신 중수소의 중성자 포획반응 때문에, 경수로에 비해, 다량의 삼중수소가 발생한다. 한편 원자로심에서, 삼중수소의 ${\beta}$-붕괴결과 발생된 $^3He$는, 열중성자를 포획하여 다시 삼중수소로 변환된다. 중수로에서 삼중수소의 생성에 대한 기존의 계산모형은, $^3He$가 상대적으로 낮은 용해도를 가지므로, 그 기여도를 무시해왔다. 그러나 $^3He$의 중성자 포획단면적은 중수소의 그것에 비해 $1.6{\times}10^7$ 배가 된다. 즉 $^3He$가 중수내에 0.03 ppm만 녹아있다 하더라도 $^3He$에 의해 생성되는 삼중수소의 양은 전체 중수에 의한 삼중수소의 양에 필적하게 된다. 본 연구에서는 월성1호기를 대상으로, 중수로에서 $^3He$가 삼중수소의 생성에 미치는 영향을 평가하였으며 결과를 실측치와 비교하였다. 연구의 결과, 감속재에서는 $^3He$의 용해도가 낮고 $^4He$ Cover gas 때문에 $^3He$의 기여도는 무시할 수 있음이 밝혀졌다. 반면 냉각재의 경우 $^3He$ 삼중수소의 생성에 지대한 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 본 연구의 계산방법은 원전 운전초기의 냉각재내 삼중수소 생성량은 과대평가 하는 것으로 나타났으나 운전기간이 증가함에 따라 실측치와 잘 일치하는 것으로 나타났다.

• 한국정보통신학회논문지
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• 제19권1호
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• pp.185-191
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• 2015

본 논문에서는 원자력 안전등급 제어기기의 안전 통신망 구현을 위한 원자력 안전등급 통신 보드를 제안한다. 원자로 보호계통이 아날로그에서 디지털화되면서 디지털 통신망을 사용하게 되었다. 디지털 통신망은 원자력 안전등급에 사용되는 통신망으로 안전등급에서 요구하는 성능 및 시험을 통과한 통신보드가 제공되어야 한다. 통신 프로토콜 계층은 OSI 7 계층 중 물리계층, 데이터링크 계층, 어플리케이션계층만을 사용한다. 데이터 링크 계층에서는 사이버 보안을 위해 데이터 패키지를 변경하였다. 데이터 건전성을 위해 CRC32를 사용 하였으며 데이터 수신에 대해서는 재요청 및 응답을 하지 않는 단방향 통신만을 함으로써 원자력 안전계통에 영향을 주지 않게 설계 되었다. 또한 원자력안전등급을 획득하기 위해서 요건, 설계, 검증의 절차에 따라 설계하였다. 하드웨어검증을 위해 전자파 시험, 노화분석 시험, 육안검사, 번인시험, 내환경 시험 및 내진 시험과 같은 기기 검증을 수행 하였다. 또한 FPGA 펌웨어 검증을 위해 IEEE 1074의 생명주기를 준수하여 단위시험과 통합 시험을 실행 하였다[1-3].

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권1호
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• pp.35-46
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• 1997

$CO_2$ 흡수제와 액체섬광계수기를 이용하여 간단하고 정밀한 $^{14}C$ 정량법을 개발하였다. 또한, 대기 및 생물시료중 $^3H$ 및 $^{14}C$ 동시포집을 위한 대기시료 포집장치 및 연소장치를 개발하였다. 본 연구에서 개발한 대기중 $CO_2$ 포집장치의 포집율은 73-89%였으며 연소장치의 연소율은 97%를 나타내었다. 측정시료 조제시 흡수제와 섬광체와의 최적 혼합비는 1:1 였으며 측정시료중 $^{14}C$의 비방사능 농도는 시료조제 후 70일까지 변화하지 않고 매우 안정한 상태를 유지하였고 검출하한치는 0.025 Bq/gC로써 자연준위의 $^{14}C$ 분석에도 활용 가능하였다. 또한, 본 분석법에 의한 $^{14}C$ 분석결과는 벤젠합성범에 의한 결과와 ${\pm}6%$ 오차범위 내에서 상호간 잘 일치하였다. 본 연구에서 검토한 방법을 이용하여 1996년 10월 대전지역 대기중 $^{14}C$의 비방사능을 측정한 결과 0.26-0.27 Bq/gC의 범위로써 전형적인 자연준위를 나타내었다. 한편, 월성 원자력발전소로부터 lkm 떨어진 지점에서의 대기중 $^{14}C$C 비방사능은 $0.54{\pm}0.03$ Bq/gC였으며, 솔잎 및 채소류중 $^{14}C$의 비방사능은 각각 0.56-0.67 Bq/gC 및 0.23-1.41 Bq/gC의 농도범위를 나타내었다.