강진 시 원자력발전시설의 비선형 응답이 중요하기 때문에 이 시설의 내진성능에 대한 관심이 증가하였다. 이 연구에서는 원자력 발전소 철근콘크리트 전단벽의 유한요소해석을 위한 재료모델의 적절한 변수를 제시하였다: 최대인장강도, 팽창각, 손상계수. 이를 위해 상용 유한요소 해석프로그램인 ABAQUS를 사용하여 낮은 형상비를 가진 철근콘크리트 전단벽의 비선형 거동과 전단 파괴모드 에 대한 이 주요 변수의 효과에 대한 연구를 수행하였다. 연구결과에 기반하여 비선형 시간이력해석을 통해 강진 하의 원자로건물의 비선형 응답을 평가하였다.

국내 가동원전 중 2-루프 가압경수로인 고리1호기는 약 40년 운전한 후, 2017년 6월 18일 영구정지되었다. 영구정지된 고리 1호기는 주요 해체작업을 수행하기전에 계통내 선량률을 저감시켜 작업자피폭을 최소화하기 위한 계통제염을 수행할 예정이다. 일반적으로, 계통제염 범위는 원자로압력용기, 가압기, 증기발생기, 화학 및 체적제어계통, 잔열제거계통 및 원자로 냉각재계통 주요배관을 포함한다. 이러한 계통 및 기기 등을 효율적으로 제염하기 위해서는 제염과정에서 원자로냉각재계 통내 유동특성을 평가할 필요가 있다. 계통제염을 위해 순환유량을 제공하는 방법은 다양하나, 본 논문에서는 잔열제거펌프 운전에 따른 고리1호기 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가하였다. 잔열제거펌프를 이용한 계통제염은 원자로냉각재 내 유량의 불균형을 초래하여 계통내 기기 및 배관 등에 불순물을 침적시켜 제염이 효율적이지 않다는 것으로 평가되었다.

As a rule, geological disposal is considered a safe method for final disposal of high-level radioactive waste. However, some long-lived fission products like 99Tc and 129I contained in spent nuclear fuel are highly mobile as less sorbing anionic species in the subsurface environment and can mainly cause exposure dose to the ecosystem by emission of beta rays in the hundreds of keV range. Therefore, if these two nuclides can be separated and converted with high efficiency into radioactively unharmful nuclides, this would have a positive effect on disposal safety. One candidate method is to transmute these two nuclides in nuclear reactors into short-lived nuclides or into stable nuclides. For this purpose, it is necessary to evaluate which reactor type is more efficient in burning these two nuclides. In this study, the simulation results of nuclear transmutation of 99Tc and 129I in light water reactor (PWR), heavy water reactor (CANDU) and fast neutron reactor (SFR, MET-1000) are compared and discussed.

설계기준을 초과하는 지진 재해는 원자력 시설물에 상당한 위험을 유발할 수 있다. 이러한 위험성을 확률론적으로 정량화 하는 방법이 확률론적 지진 안전성 평가(seismic probabilistic safety assessment)이다. 이에 따라 지진 PSA는 국내외 다수의 원자력 발전소에 적용되어 지진 재해에 대한 원전의 안전성을 확률론적으로 평가하고 이에 대비토록 하고 있다. 그러나 원전에 비해 상대적으로 규모가 작은 연구용 원자로와 같은 경우에는 지진 PSA가 적용된 예가 거의 없다. 따라서, 본 연구에서는 지진 PSA기법을 실제 완공된 연구로에 적용하여 안전성을 분석하였다. 또한, 이를 바탕으로 연구로를 구성하는 시 스템의 지진 내력에 대한 최적화 연구를 수행하였다. 그 결과, 지진 재해 하에서 연구로에 발생할 수 있는 노심 손상 가능성을 정량화하였고, 현재 설계안과 비교하여 적은 비용으로 최대의 안전성을 확보하는 최적 지진 내력 분포를 도출하였다. 이 러한 결과는 향후 지진에 대비하여 연구로 안전성을 효과적으로 제고할 수 있는 정량적 지표로 활용할 수 있을 것으로 판단 된다.

최근 국내에서는 월성 1호기 및 고리 1호기를 포함하여 운영 중인 원자력발전소가 노후화함에 따라 원전 해체에 대한 관심 이 많이 증대되고 있다. 이와 관련하여 월성 1호기의 계속운전이 최근 결정되었으며, 고리 1호기의 경우 2017년 6월 영구정 지하기로 결정되었다. 이에 본 논문에서는 상업용 원자로로서는 국내 최초로 해체가 예정된 고리 1호기에 대해, 원자로 압 력용기 자체의 해체로 인해 발생하는 방사성폐기물 최종 처분량을 원자로 압력용기 절단 방법 및 방사성폐기물 처분용기를 고려하여 산정하였다. 처분용기를 고려한 방사성폐기물 처분량을 산정한 결과 원자로 압력용기 몸통 부위보다는 반구 형태 의 헤드 부분을 작게 절단할수록 최종 처분량이 감소하는 것으로 예측되었다. 또한 경주 방폐장의 200 L 및 320 L 드럼 처분 용 처분용기의 경우 무게 제한으로 인해 적재효율이 좋지 못한 것으로 나타났다.