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Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 11건

  1. [국내논문]   단일균열 다공성암반에서 방사성핵종의 수송에 대한 3단계 붕괴사슬의 해석해  

    Yu, Young-Woo (Seoul National University ) , Chung, Chang-Hyun (Seoul National University ) , Kim, Chang-Lak (Korea Atomic Energy Research Institute)
    Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 v.26 no.4 ,pp. 453 - 460 , 1994 , 0372-7327 ,

    초록

    암반(Porous Rock Matrix)과 균열(fracture)에서 일차원의 이동 방정식(Migration Equation)을 3-Member Decay Chain까지 화장하고, Laplace Transform을 이용하여 초기조건이 Delta Function과 Bateman Equation인 각각에 대해 해석해를 구한다. 그 해를 이용하여 Actinide Chain 중 4n+1과 4n+2 Chain에서 선택된 Np $^{241}$ -U $^{233}$ -Th $^{229}$ 와 U $^{234}$ -Th $^{230}$ -Ra $^{226}$ Chain의 각 핵종들의 균열에서의 농도를 상대농도로 나타낸다. 이핵종들의 지연계수(Retardation Coefficient)는 화강암에 대한 것을 사용하여 균열에서의 농도 변화를 볼 수 있다. 본 연구에 의한 결과로는 U $^{233}$ , Th $^{229}$ , Th $^{230}$ Ra $^{226}$ 같은 핵종들은 비록 초기 inventory에는 작은 양일지라도 균열과 암반에서 모핵종의 붕괴(decay)에 의해 생기므로써 처분장으로부터 먼 거리에서는 중요한 핵종이 된다는 것을 알 수 있다.

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  2. [국내논문]   순차적화학추출법을 사용한 방사성핵종의 사암에 대한 수착유형 평가  

    Park, Chung-Kyun (Korea Atomic Energy Research Institute ) , Hahn, Pil-Soo (Korea Atomic Energy Research Institute ) , Park, Hun-Hwee (Korea Atomic Energy Research Institute)
    Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 v.26 no.4 ,pp. 461 - 470 , 1994 , 0372-7327 ,

    초록

    방사성 코발트, 스트론 , 세슘의 사암에 대한 수착특성평가 실험을 수행하였다. 수착반응속도론적 평가와 더불어 수착유형 및 가역성 등을파악하였다. 수착반응은 크게 두 단계로 나눌 수 있는데, 초기 10시간 이내에 사암외부표면에 대부분의 수착이 일어나고, 이후에는 사암입자내 미세공극을 통한 내부수착 표면으로의 확산이 수착속도 결정단계로 작용하는 과정이다. 방사성핵종이 지하매질에 수착하는 주된 수착유형을 정량적으로 평가하기 위한 방법으로서 순차적화학추출법을 도입하여 방사성핵종이 수착되어 있는 사암에 대해 탈착 실험을 수행하였다. 특히 이온교환되어 있는 세슘을 탈착시키기 위해 염화칼륨 용액으로 추출하는 공정을 도입하였다. 본 연구에서 고려한 수착유형은 지하수조건에서 가역적 수착, 이온 교환, 철망간산화 /산수소화물과의 결합, 비가역적 고착등이다. 스트론튬은 사암표면에 상대적으로 반응이 빠르고 가역적인 이온교환반응을 하였다. 코발트와 세슘은 복합적인 수착반응 양상을 보였다. 코발트의 경우, 주된 수착유형은 철망간산화 /산수소화물과의 결합이고, 비가역적인 고착도 상당비율 일어났다. 세슘의 경우, 비가역적 고착이 주된 수착유형이였으며, 이온교환도 상당비율 일어났다. 그러므로, 수착반응의 가역성 및 이동성은 스트론튬 > 코발트 > 세슘 순이였다.

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  3. [국내논문]   하향 평판에서의 풀비등 임계열유속에 관한 실험적 연구  

    Yang, Soo-Hyung (Korea Advanced Institute of Science and Technology ) , Baek, Won-Pil (Korea Advanced Institute of Science and Technology ) , Chang, Soon-Heung (Korea Advanced Institute of Science and Technology)
    Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 v.26 no.4 ,pp. 493 - 501 , 1994 , 0372-7327 ,

    초록

    하향 가열 평판에서의 풀비등 임계열유속 실험이 수행되었다. 이는 원자로에서의 노심용융사고 발생시 그 결과를 완화시키는 한 방법으로 고려되고 있는 원자로용기 외부 냉각 (Ex-Vessel Flooding) 개념과 연관된다. 대기압하, 포화상태 물에서 너비가 다른 두 개의 평판 (20mm $\times$ 200mm및 25mm $\times$ 200mm)을 이용, -90 $^{\circ}$ (평형 하향), -88 $^{\circ}$ , -86 $^{\circ}$ , -84 $^{\circ}$ , -60 $^{\circ}$ 와 -40 $^{\circ}$ 의 경사 가도에 대한 임계열유속이 측정되었다. 실험 결과 너비가 큰 평판에서, 그리고 수직 위치로부터의 각도가 클수록 임계열유속이 낮게 나타났다. 이는 가열면에서 발생된 기포들의 이탈이 어려워지기 때문인 것으로 판단된다. 경사가도에 따른 전체적 인 임계열유속 경향은 기존 연구들과 대체로 일치하나, 임계열유속 감소율이 변화하는 천이 각도가 -80 $^{\circ}$ 근방에서 발견되었다.

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  4. [국내논문]   KMRR 핵연료 알루미늄 피복재의 부식 거동 평가  

    Lee, Chan-Bock (Korea Atomic Energy Research Institute ) , Sohn, Dong-Seong (Korea Atomic Energy Research Institute)
    Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 v.26 no.4 ,pp. 526 - 535 , 1994 , 0372-7327 ,

    초록

    KMRR(다목적 연구용원자로) 핵연료의 알루미늄 피복재의 부식거동을 평가하기 위해, 부식 예측치와 노내 부식 실측치의 비교를 통해 유도된 열속인자를 도입한 수정된 Griess 경험식을 유도하였다. KMRR 핵연료의 건전성이 유지되는 부식의 설계기준으로써는 산화층의 박리 방지가 보수적으로 설정되었으며, 산화층의 박리는 산화층에서의 온도차이가 114 $^{\circ}C$ 이상에서 일어난다고 보수적으로 가정하였다. KMRR 핵연료의 출력이력을 첫 주기부터 평형주기까지 분석하여, 한계출력이력을 결정하였다. 한계출력이력을 가진 KMRR 핵연료의 부식량 예측계산 결과, 최대 산화층의 두께는 50 $\mu\textrm{m}$ 이하였으며, 산화층 박리의 설계기준은 2배의 여유도를 가지고 만족하였다. 따라서, KMRR 핵연료는 피복재의 부식으로 인해 손상되지 않을 것으로 판단된다. 그러나, 수정된 Griess 부식경험식의 KMRR에의 적용 타당성은 KMRR 핵연료의 부식 감시를 통해 추가로 검증될 필요성이 있다.

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  5. [국내논문]   최적제어이론에 의한 원자로 제어봉속도의 설계  

    Lee, Yoon-Joon (Cheju National University)
    Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 v.26 no.4 ,pp. 536 - 547 , 1994 , 0372-7327 ,

    초록

    본 논문에서는 최적제어기법을 이용한 원자로 출력 제어시스템을 다루었다. 시스템 변수들을 상태변수로 표시하면 관측치 뿐만 아니라 시스템 내부의 모든 상태변수를 동시에 다룰 수 있으므로 설계의 자유도가 증가될 수 있다. 따라서 본 논문에서는 원자로의 동특성식과 열수력학적 에너지 평형식을 사용하여 원자로를 모델링한 후 이를 상태변수로 나타내었다. 다음으로는 LQR 및 LQG 시스템을 설계하여 제어봉 및 출력의 거동을 동시에 만족시킬 수 있는 설계조건을 결정하였다. 또한 서보 시스템의 설계를 위해 보통의 휘드백 시스템과 차수를 증가시킨 레귤레이팅 시스템을 만들어 비교하였으며 그 결과 증가차수 레귤레이팅 시스템이 보통의 휘드백 시스템에 비해 우수한 제어 특성이 있음을 알 수 있었다.

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  6. [국내논문]   5-15 keV 에너지 범위에서 전기증착 선원을 사용한 Si (Li) 검출기 효율결정  

    Jeon, Woo-Ju (Korea Research Institute of Standards and Science ) , Park, Tae-Soon (Korea Research Institute of Standards and Science ) , Hwang, Sun-Tae (Korea Research Institute of Standards and Science ) , Joo, Koan-Sik (Myong Ji University)
    Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 v.26 no.4 ,pp. 548 - 554 , 1994 , 0372-7327 ,

    초록

    Si (Li) 검출기의 full-energy peak 효율을 전기증착 선원을 사용하여 실험적으로 결정하였다. 효율 결정에 사용된 측정선원은 $^{51}$ Cr, $^{54}$ Mn, $^{57}$ Co, $^{65}$ Zn 핵종으로서 전기증착 방법으로 제작하였으며, 검출기에 collimate를 설치하여 측정하였다. 산출된 효율값은 K X-선에의한 실리콘 결정에서의 탈출확률 및 측정선원과 검출기 사이의 관련 매질에 대한 감쇠효과에 대하여 보정하였으며, 보정된 효율값은 광자 에너지에 무관하게 일정하였다. 결과적으로 5-15 keV 에너지 영역에서 검출효율의 측정 정확도를 향상시킬 수 있었다.

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  7. [국내논문]   핵연료 건전성 점검을 위한 감마선 스펙트럼의 자동 분석  

    Cho, Joo-Hyun (Korea Atomic Energy Research Institute ) , Yu, Sung-Sik (Korea Atomic Energy Research Institute ) , Kim, Seong-Rae (Korea Atomic Energy Research Institute ) , Hah, Yung-Joon (Korea Atomic Energy Research Institute)
    Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 v.26 no.4 ,pp. 555 - 561 , 1994 , 0372-7327 ,

    초록

    핵연료 건전성 점검을 위하여 다중채널분석기로 얻은 감마선 스펙트럼을 자동으로 빨리 분석하는 프로그램을 개발하였다. 핵연료의 건전성은 실시간 감시와 주기적인 시료 분석을 통한 원자로냉각재내의 방사선준위로 확인된다. 영광 3·4 호기의 경우, 실시간 감시 계통인 프로세스 방사선 감시 계통(PRMS)이 핵연료의 건전성을 확인한다. 현재, PRMS의 스펙트로미터 채널의 신호처리기는 단일채널 분석기이어서 오직 하나의 방사성핵종만을 파악할 수 있다. 따라서 PRMS를 개선하기 위해서는 단일채널분석기를 다중채널분석기로 대치하여야 한다. 이 프로그램은 실시간 모드와 수동모드로 실행되며, 모든 과정을 자동으로 수행한다. 미 국가표준국의 혼합 표준 선원에 대한 시험 결과는 상용 다중채널분석기인 Canberra System 100의 결과와 잘 일치하였다. 결론적으로 개발된 프로그램은 원자력발전소의 감마선 감시에 사용할 수 있을 것으로 보인다.

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  8. [국내논문]   Drained End Shield Effects on Heat Deposition Rate Distribution in CANDU 6 Reactor End Shield Structure  

    Jin, Yung-Kwon (Korea Atomic Energy Research Institute ) , Kim, Kyo-Youn (Korea Atomic Energy Research Institute ) , Hwang, Hae-Ryong (Korea Atomic Energy Research Institute)
    Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 v.26 no.4 ,pp. 570 - 577 , 1994 , 0372-7327 ,

    초록

    The loss of water in the carbon steel balls and water region of the end shield for CANDU 6 reactor could lead to significant temperature gradient through the end shield structure which amy result in the excessive deformation. With an assumed end shield drained scenario, the heat deposition rates were calculated through the end shield associated with the central fuel channel during full power operation as an initial step to thermal stress analysis. The drained case was compared with that of water present normal case in therms of heat deposition rater and the total heating throughout the end shield regions. The compared results show that the heat deposition and the total heating remain almost the same between the two cases. It was found that the change of volume integrated flux in the end shield regions due to the loss of water contribute a negligible effect on the heat deposition in this region.

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  9. [국내논문]   방사성폐기물처분장 주변 균열 암반에서의 핵종이동 모델의 검토 및 평가방법론   피인용횟수: 1

    이연명 (한국원자력연구소 ) , 강철형 (한국원자력연구소 ) , 한필수 (한국원자력연구소 ) , 박헌휘 (한국원자력연구소)
    Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 v.26 no.4 ,pp. 578 - 599 , 1994 , 0372-7327 ,

    초록

    방사성 폐기물 처분장의 건설에 가장 중요한 부분중의 하나는 처분안전성의 확보일 것이다. 처분장 안전성평가는 처분장이 입지하는 환경에 대한 실험실적 자료 또는 현장 자료의 충분한 데이타베이스와 처분시스템에서 일어날 수 있는 주요한 프로세스를 기술하는 수학적 모델을 통하여 이루어지게 된다. 처분시스템의 기본적인 기능은 처분된 폐기물고화체를 인간환경으로 부터 완벽하게 고립시켜 처분장내에 영구적으로 격리시키는 것이다. 그렇지만 정상적이든 비정상적이든 핵종은 항상 유출될 가능성이 있고 설사 이러한 경우라도 충분히 안전한 것을 입증하는 것이 처분장 성능 평가와 안전성평가의 주요한 목적이 된다. 한편 장기간에 걸친 처분 안전성 평가는 전산 프로그램을 통한 이론적 예측에 의해서만 가능하므로, 처분안전성 평가도구의 개발 및 확보의 중요성은 매우 크다고 할 수 있다. 이 연구에서는 처분장이 입지하는 암반 매질에서의 핵종의 이동을 기술할 수 있는 여러 모델을 검토하고, 특정 처분부지에 대한 종합적 안전성 평가를 수행할 수 있는 방법론을 제시할 목적으로 임의의 1개 부지의 지형도및 추정가능한 지질관련 자료를 이용하여 해당 부지에 대한 가상의 핵종 유출 시나리오를 설정하여 부지특성적인 예비 종합 안전성 평가를 수행하여 보았다.

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  10. [국내논문]   원전 계측제어 고신뢰도 소프트웨어 확인/검증 기술 현황   피인용횟수: 1

    이장수 (한국원자력연구소 ) , 권기춘 (한국원자력연구소 ) , 동인숙 (한국원자력연구소)
    Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 v.26 no.4 ,pp. 600 - 610 , 1994 , 0372-7327 ,

    초록

    원자력산업계에서는 원전 계측제어계통의 디지털화를 위해 많은 노력을 기울이고 있으나, 원자력산업의 특수성인 시스템 안전성 확보에 필요한 소프트웨어 개발기준과 규제방법이 정립되지 못하고 있다. 뿐만 아니라 디지털 계측제어계통의 핵심 기반기술인 고신뢰도 소프트웨어 개발 방법론이 확립되지 못하여 소프트웨어 공통모드고장 문제, 정량적인 소프트웨어 신뢰도 보장 문제 등이 논란의 대상이 되고 있다. 이와 같이 원전 계측제어계통 디지털화 성공을 위해서는 소프트웨어 신뢰도 확보가 관건이며 고신뢰도 소프트웨어 확인 및 검증 기술 개발이 절실히 요구된다. 본 기술보고에서는 디지털 계측제어계통 소프트웨어에 대한 규제요건을 소프트웨어 신뢰도 보장을 위한 개발자, 사용자, 규제자 사이의 합의 기준측면에서 분석하였다. 또한 최근의 미국 원자력규제위원회의 디지털 계측제어계통 소프트웨어에 대한 규제방법과 규제동향을 살펴보았으며 마지막으로 고신뢰도 소프트웨어 개발과 확인 및 검증 방법, 규제 요건, 규제 방법 등에서 공통적으로 고려해야 할 기술적 측면의 현안과 이의 해결을 위한 연구 현황등을 파악하였다.

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