• Nuclear industry
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• v.4 no.3 s.19
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• pp.62-67
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• 1984

TMI-2사고이후, 원자력발전소의 안전성향상을 위해서는 운전경험데이터를 분석${\cdot}$평가하여 이것을 설계${\cdot}$운전${\cdot}$규제 등에 반영시키는 것이 중요하다는 인식이 각국에서 공통적으로 증대되었다. 다음은 미국, 구주 및 일본에서의 이상고장정보에 관한 시스템과 이상사상정보 이용의 현황이다.

• 방재와보험
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• s.30
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• pp.64-67
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• 1986

우리나라 뿐만 아니라 전세계를 경악케 하였던 소련의 체르노빌 핵발전소 방사능 누출사고를 계기로 최근 우리들의 관심사가 되고있는 원자력발전소 사고사례를 게재한다. 이 내용은 미국 안전공학사협회 (American Society of Safety Engineers)가 발행하는 "Professional Safety"지 1979년 8월호에 실린 Three Mile Island원자력발전소의 사고내용을 번역한 것이다.

• Nuclear industry
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• v.5 no.3 s.25
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• pp.62-63
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• 1985

미국원자력산업회의(AIF)가 최근 발표한 ${\ulcorner}$1984년의 미국원자력산업조사${\lrcorner}$는 미국원자력산업계의 부활 징조를 높이 선언하고 있다. 오랫동안 교착상태에 있었던 Diablo Canyon원전이 운개하였고, Shoreham, TMI-1호기 등도 해결되고 있는 등 미국원자력산업계는 침체에서 벗어나려고 하고 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.713-718
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• 1997

In the TMI-2 accident, approximately twenty(20) tons of molten core material drained into the lower plenum. Early advanced light water reactor (LWR) designs assumed a lower head failure and incorporated various measures for ex-vessel accident mitigation. However, one of the major findings from the TMI-2 Vessel Investigation Project was that one part of the reactor lower head wall estimated to have attained a temperature of 1100$^{\circ}C$ for about 30 minutes has seemingly experienced a comparatively rapid cooldown with no major threat to the vessel integrity. In this regard, recent empirical and analytical studies have shifted interests to such in-vessel retention designs or strategies as reactor cavity flooding, in-vessel flooding and engineered gap cooling of the vessel Accurate thermohydrodynamic and creep deformation modeling and rupture prediction are the key to the success in developing practically useful in-vessel accident/risk management strategies. As an advanced in-vessel design concept, this work presents the COrium Attack Syndrome Immunization Structures (COASIS) that are being developed as prospective in-vessel retention devices for a next-generation LWR in concert with existing ex-vessel management measures. Both the engineered gap structures in-vessel (COASISI) and ex-vessel (COASISO) are demonstrated to maintain effective heat transfer geometry during molten core debris attack when applied to the Korean Standard Nuclear Power Plant(KSNPP) reactor. The likelihood of lower head creep rupture during a severe accident is found to be significantly suppressed by the COASIS options.

• Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering
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• v.12 no.10
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• pp.758-765
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• 2002

KITECH and ODS performed a study of internal and external noise prediction of the Korean high speed prototype test train(HSR 350X). The object of this study was 3 kinds of cars, trailer car(TT2), motorized car(TMI ) and power car(TPI) and the predicted noise was for the two different driving speeds in free field and tunnel conditions. Data of carbody design and noise sources were delivered from manufactures. Some of noise sources which were not available in the project team, were chosen by experiences of ODS. Internal noise level of each car was predicted for two cases i.e, at 300 km/h and 350 km/h. In addition sound transmission path and dominant noise sources were also investigated for each section of the car, which is circular shell typed part of whole carbody. In case of TT2, the dominating sound transmission path is the (floor in terms of structure-borne noise and air-borne noise. The main noise sources are structure-borne noise from the yaw-damper and air-borne noise from the wheel/rail contact, whereas the dominating sound transmission path of TMI are floor and sidewall below the window in terms of structure-borne noise. The main noise sources of TMI are structure-borne noise from motor/gear unit and the yaw-damper in the free field, and air-borne noise from the wheel/rail contact and structure-borne noise from motor/gear unit in the tunnel. Through the external noise prediction for the KHST test train formation, the noise form the wheel/rail contact is estimated as one of the major sources. In addition, the noise specification of sub-component was proposed for managing each sub-surpplier to reach the KHST noise requirement. The specification provide the sound power of machinery part and transmission loss of component of carbody structure. The predicted noise level in each case exceeded the required limit. Through this study, the noise characteristics of the test train were investigated by simulation, and then the actual test will be performed in near future. Both measured and calculated data will be compared and further work for noise reduction will be continued.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.141-147
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• 1996

1979년 3월 Three Mile Island 2 (TMI-2) 발전소에서 사고가 발생했을 때 원자로용기내에 생성된 수소기체로 인하여 운전원은 원자로용기의 수위를 정확히 측정할 수 없었으며, 이로 인하여 사고상태를 신속히 파악하지 못하였다. TMI 사고이후 미국 원자력규제위원회 NRC는 이 같은 문제점을 해결하고자 미국내 모든 원전에서 사고 또는 비정상 조건이 발생할 경우에 원자로 용기 수위에 대하여 운전원이 신뢰성을 갖을 수 있는 후속조치를 수행토록 요구하였다. 또한 미국의 대표적인 전력연구소인 EFRI에서는 개량형 경수로 (Advanced Light Water Reactor : ALWR) 설계 요건으로 이러한 설계가 반영되도록 요건화 하였다.［1］. 본 논문에서는 2,825 MWt급 한국형 표준원전을 대상으로 EPRI에서 요구한 설계요건에 따라 TMI 2 발전소에서와 같은 사고로 인하여 수소기체가 발생했을 경우와 발전소가 비정상 상태로 인하여 증기가 발생했을 경우에, 이를 신속히 제거하여 운전원이 원자로용기의 수위를 정확히 감지할 수 있도록 하는 설계 방안을 검토하였다. 따라서, 설계방안으로 원자로용기에 모인 증기 또는 수소기체를 계통중 가장 높은 위치에 있으며, 계통구성 기기중 유일하게 2상을 유지하고 있는 가압기로 배출시키고자 두 기기간에 연결관을 설치하는 방안에 대해서 분석하였다. 원자로용기 상부해드와 가압기를 연결하는 방안은 여러가지가 있으나, 검토한 결과 한국형 표준원전에서는 연결관을 가압기 상부해드보다 4m 높게하여 원자로용기 상부해드와 연결하는 방안이 EPRI의 설계요건을 만족하면서 기존설계에 영향을 가장 적게 미치는 적합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고

• Fire Science and Engineering
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• v.19 no.4 s.60
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• pp.75-79
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• 2005

This study has developed Forest Fire Occurrence Danger Index (FFODI) using fuel and topographical characteristics for the practical purposes of forecasting forest fire occurrence danger rating. This was made on the basis of the 126 forest fire site according to field survey. The result of fire frequency analysis showed 87 sites on conifer $(69\%)$, 21 on mixed $(16.7\%)$ and 18 $(14.3\%)$ on non-conifer. The scale for Fuel Model Index(FMI) ranges from 1 to 10 and Topography Model Index(TMI) from 1 to 5. FMI is 10 on the conifer, 3 on the mixed and 2 on the non-conifer. In case of topographical analysis, it was estimated that 90 site $(71.4\%)$ of ignition point was bottom foot hill and 22 site $(17.5\%)$ was on the southwest. TMI in southwest direction is 5.0, 4.5 in the northwest and the northeast, 4.0 in the southeast and the south, 2.5 in the north and the west and 1.5 in the east. TMI in the bottom foot hill is 5 in the bottom foot hill, 1.5 in the upper foot hill, 1.0 in the bottom middle slope and 0.5 in the upper middle slope and bottom ridge.

• Nuclear industry
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• no.3_4 s.20
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• pp.29-39
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• 1980

일본은 여러 가지의 뜻에서 우리와 관련이 큰 나라다. 우리가 일본의 원자력계 움직임을 주시검토하는 것은 우리나라 원자력계를 위해 많은 도움이 되는 일일 것이다. 80년대의 첫걸음을 내딛는 일본원자력계는 그 전도가 평탄하기만 하지는 않을 것이라고 그들은 말하고 있다. TMI 사고대책, 포스트 INFCE체제의 확립, 입지대책, 우라늄농축, 재처리를 위시해서 대규모의 원자력개발을 하기 위한 기반이 되는 계획 등이 크게 실용화로 비약하려는 일들이 그들앞에 가로놓여 있다고 한다. 그러나 금년이 일본의 앞으로 원자력개발 자립화로의 하나의 큰 스텝이 되는 것은 틀림이 없는 것 같다.

• Nuclear industry
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• v.4 no.6 s.22
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• pp.72-79
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• 1984

방사선관리의 엄격화에 따른 관리의 복잡화와 노력의 증가에 의해서 관리의 합리화, 성력화가 요구되고 있다. 이에 대응하여 마이컴을 이용한 장치, 컴퓨터와 접속시켜서 관리할 수 있는 시스템, 신기술인 광전송을 받아들인 시스템 등이 출현하고 있다. 또한 종래에는 저레벨측정을 주로 하여 기술개발이 진행되어 왔으나 TMI사고를 계기로 고레벨측정도 재검토되고 있다. 다음은 주로 일본에서 사고시의 계측을 위해 개발된 모니터, 합리화와 성력화를 목적으로한 모니터, 신기술을 이용한 모니터의 개요이다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2000.11a
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• pp.460-465
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• 2000

원자력 발전소의 중대사고는 비록 발생 확률은 매우 낮지만 사고 발생시 결말 효과가 크기 때문에 TMI 사고나 체르노빌 사고 이후 이에 대한 연구는 활발하게 진행되고 있다. 방사성 물질이 일단 환경으로 방출된 이후에 인체 및 환경에 영향을 미치는 주요 변수로는 풍향, 풍속, 강수량, 대기안정도로 대표되는 기상 조건과 방사선원 및 방출 고도, 열 함량, 방출 시간 등과 같은 방사선원 방출 특성에 관한 여러 가지 많은 변수들을 고려하여야 한다.(중략)