• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.1055-1060
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• 1995

국내 차세대원자로 안전규제기술요건 개발방향 설정의 일환으로서 USNRC가 추진중인 각종 규제개선 프로그램의 중요내용들을 분석하고 향후 규제요건 개발 시 고려방향을 제시하였다. 안전에 여유가 있는 요전의 완화/제거, 규제평가그룹 권고이행, PRA 실무그룹 권고이행 및 안전심사지침 개정 프로그램 등 USNRC의 주요 규제개선 프로그램 분석을 통해 규제개선 대상 분야를 도출하고 향후 차세대원자로 안전규제기술요건 정립에 활용할 수 있도록 중요 개선항목에 대한 고려방향을 제시하였다.

• 동위원소뉴스
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• no.1 s.49
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• pp.9-10
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• 2001

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.14 no.1
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• pp.17-21
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• 1982

In this paper, as a site evaluation technique, SPMF(Site Population-Meteorology Factor) which is modified from SPF(Site Population Factor) of tile USNRC model, is defined from site population and meteorology data in order to consider the radiological impacts to the population at large from the atmospheric dispersion of the radioactive effluents released during routine plant operation as well as accidental conditions. The SPMF model proved its propriety from the comparison of SPMF and SPF for Kori site. The relative suitability of Korean sites to the U.S. sites have been also examined using SPF.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.29 no.3
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• pp.256-263
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• 2009

After several PWSCCs were found in Bugey(France), Ringhals(Sweden), Tihange(Belgium), Oconee, Arkansas, Crystal Fever, Davis-Basse, VC Summer(U.S.A.), Thuruga(Japan), USNRC and PNNL started the research on PWSCC, that is, the PINC project. USNRC required KINS to participate in the PINC project in May 2005. KINS organized the Korean consortium at March 2006 and Pre-RRT for RVHP were performed for the preparation of PINC RRT. Through these preliminary RRT, Korea NDE teams can learn and develop the detection and sizing technique for RVHP dissimilar metal weld. These techniques are now being prepared in Korea and need to be utilized for the In-service inspection of the RVHP and BMI of Korea Nuclear Power Plants. PINC RRT mock-ups will be helpful to training.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.1
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• pp.102-109
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• 1993

A PC-computer program RADAP has been developed in this study to perform a quick real-time analysis of dose assessment following an accident in a nuclear facility. RADAP uses an interactive LKagrangian puff model in simulating the transport and diffusion of radioactive plume in the atmosphere. For real-time analysis, RADAP treats one or multiple puffs of ground-level releases, simultaneously. It is assumed to maintain a Gaussian distribution within the puff and the diffusion coefficients are computed using the USNRC's normal sigma curve method. The program, however, does not consider the spatial variations but the temporal variations in wind conditions. Whole body and thyroid doses for 3$\times$31 grid are directed to output files, and they are also displayed through computer graphics on VGA or EGA color monitor. The results show that RADAP can be an excellent tool for quick estimation of accidental doses.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.8 no.2
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• pp.41-46
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• 1983

Annual collective dose within 50 miles radius of Ko-ri I reactor site due to normal airborne effluent discharges in 1979 has been estimated by AIRDOS-EPA computer code. Gaussian plume equation is used for estimation of both horizontal and vertical dispersion of radionuclide release into the atmosphere. Also, radionuclide concentrations in meat, milk, and fresh produce consumed by near-by population are estimated by coupling the output of the atmospheric transport models with the USNRC terrestrial food chain models. Annual collective doses are found to be $3.348{\times}10^{-1}$ whole body manrem and 84.95 thyroid manrem. Whole body manrem calculated by AIRDOS-EPA computer code do not differ greatly from that calculated by GASPAR computer code, but value for thyroid manrem have been estimated lower than that calculated by GASPAR computer code.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.441-447
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• 1996

보수적 방법론(Evaluation Model)으로 계산된 냉각재상실사고 해석의 결과는 너무 비현실적이고 보수적이라는 문제점이 제기되어 왔으며, 이를 해결할 수 있는 방안으로 미국 원자력규제위원회(USNRC)에서는 1988년에 최적 방법론(Best Estimate Model)을 적용할 수 있도록 규정을 개정하였다. 이에 따라, 한국원자력연구소에서는 수정된 RELAP5/MOD3를 근간으로 대형냉각재 상실사고 최적 방법론을 개발하였다. 개발된 최적 방법론을 울진 3,4호기에 적용하여 해석을 수행하였으며 그 결과를 보수적 방법론으로 계산된 결과와 비교하여 주요 변수들의 거동을 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1997.11a
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• pp.185-190
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• 1997

1991년 7월, 미국원자력규제위원회(USNRC)에서 발표한 미국 정비규정1은 5년간의 준비 기간을 거쳐 1996년 7월에 모든 미국 원자력발전소 (이하 "원전"이라 칭함)에 적용되기 시 작하였다. 정비규정의 일부 내용을 간추려 보면 다음과 같다. "모든 원전은 산업체 경험을 고려하여 주요 구조물, 계통, 그리고 기기(Structure, System, Component: SSC)에 대한 성능목표(Performance goal)를 수립해야하고 수립된 목표에 대해 SSC의 상태 또는 성능을 감시(monitoring)해야만 한다. SSC의 성능 또는 상태가 목표와 다를 때는 적절한 보완 조치 가 취해져야 한다". (중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.519-524
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• 1996

울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 소형냉각재상실사고 거동에 미치는 민감도 해석을 수행하여 이를 System 80 설계발전소의 CESSAR-F 와 비교함으로써 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용코자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 소형 파단 사고시 안전주입탱크의 용량 및 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용 기준$^{(1)}$ 을 만족함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.538-543
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• 1995

영광 3,4호기 FSAR 이후에 인허가 쟁점이 되고 있는 USNRC의 GDC17에 대한 재해석의 적용과 이에 관련된 소외전원상실, 소외전원상실과 원자로정지로 인한 터빈정지사이의 3초 지연시간에 대하여 그 영향이 15장 사고해석에 미치는 영향을 고찰하여보았다. 영광 3,4호기 예비안정성 분석보고서, 최종안정성분석보고서, CESSAR-F, 영광 1,2호기, CESSAR-DC의 개정판 H 및 N의 15장에서 소외전원상실이 적용된 방법을 살펴보고 소외전원상실과 밀접히 관련된 전기계통의 설계차 이점을 살펴보았다. 각각의 접근방법의 차이점 및 타당성에 대한 검토로부터 바람직한 사고 해석 방법론을 제시하고자 하였다.