The primary heat transport system consists mainly of the in-core fuel channels connected to the steam generators by a system of feeder pipes and headers. The feeders and headers are made of carbon steel. Feeders run vertically upwards from the fuel channels across the face of the reactor and horizontally over the refueling machine to the headers. Structural materials of the primary systems of nuclear power plants (NPPs) are exposed to high temperature and pressure conditions, so that the materials employed in these plants have to take into accounts a useful design life of at least 30 years. The corrosion products, mainly iron oxides, are generated from the carbon steel corrosion which is the main constituent of the feeder pipes and headers of this circuit. Typical film thickness on CANDU-PHWR surface is 75μm or 30mg/cm2. Deposits on PHWR tends to be much thicker than PWR due to use of carbon steel and also for the source of corrosion products available on the carbon steel surface. Degradation of carbon steel for the feeder pipes transferring the primary system coolant by flow-assisted corrosion in high temperature has been reported in CANDU reactors including Point Lapreau, Gentully-2, Darlington and Bruce NPPs. The formation of Fe3O4 film on a carbon steel surface reduces the dissolution rate of steel substantially. The protectiveness of the Fe3O4 film over the carbon steel is affected by the environmental factors and the operational parameters of the feeder pipes, including the velocity, wall shear stress, solution pH, temperature, concentration of dissolved iron, quality of solution, etc. For effective chemical decontamination of these thick oxides containing radionuclides such as Co-60, it is necessary to understand the corrosion behaviors of feeder pipes and the characteristics of oxide formed on it. In this work, we investigated the growth of oxide films that develop on type SA-107 Gr. B carbon steel in high temperature water and steam environment by scanning electron microscopy (SEM) and glow discharge optical emission spectrometry (GD-OES) for the quantification and the solidstate speciation of metal oxide films. This study was especially focused to set the experimental tests conditions how to increase the oxide thickness up to 50 m by changing the oxidation conditions, such as solution chemistry and thermo-hydraulic conditions both temperature and pressure and so on.

Radioactive Oxide is formed on the surface of the coolant pipe of the nuclear power plant. In order to remove the oxide film that is formed on the surfaces of the coolant pipe, chemical and physical decontamination technologies are used. The disadvantage of traditional technologies is that they produce secondary radioactive wastes. Therefore, in this study, the short-pulsed laser eco-friendly technology was used in order to reduce the production of secondary radioactive wastes. It was also used to minimize the damage that was caused to the base material and to remove the contaminated oxide film. The study was carried out using a Stainless steel 304 specimen that was coated with nickel-ferrite particles. Additionally, a transport robot was 3D modeled and manufactured in order to efficiently remove the oxide film from the coolant pipe of the nuclear power plant. The transport robot has a fixed laser head to move inside the horizontal and vertical pipes. The rotating laser head removes the contaminated oxide film on the inner surface of the coolant pipe. In the future, as a condition of the 1064nm short-pulsed laser ablation technique determined by basic analysis, we plan to analyze whether the transport robot is applicable to the radiation contamination site of the nuclear power plant.

Seismic qualification of equipment including piping is performed by using floor response spectra (FRS) or in-structure response spectra (ISRS) as the earthquake input at the base of the equipment. The amplitude of the FRS may be noticeably reduced when obtained from coupling analysis because of interaction between the primary structure and the equipment. This paper introduces a method using a modal synthesis approach to generate the FRS in a coupled primary-secondary system that can avoid numerical instabilities or inaccuracies. The FRS were generated by considering the dynamic interaction that can occur at the interface between the supporting structure and the equipment. This study performed a numerical example analysis using a typical nuclear structure to investigate the coupling effect when generating the FRS. The study results show that the coupling analysis dominantly reduces the FRS and yields rational results. The modal synthesis approach is very practical to implement because it requires information on only a small number of dynamic characteristics of the primary and the secondary systems such as frequencies, modal participation factors, and mode shape ordinates at the locations where the FRS needs to be generated.

Seismic responses due to the dynamic coupling between a primary structure and secondary system connected to a structure are analyzed in this study. The seismic responses are compared based on dynamic coupling criteria and according to the error level in the natural frequency, with the recent criteria being reliant on the error level in the spectral displacement response. The acceleration responses and relative displacement responses of a primary structure and a secondary system for a coupled model and two different decoupled models of two degrees-of-freedom system are calculated by means of the time integration method. Errors in seismic responses of the uncoupled models are reduced with the recent criteria. As the natural frequency of the secondary system increases, error in the natural frequency decreases, but seismic responses of uncoupled models can be underestimated compared to that of coupled model. Results in this paper can help determine dynamic coupling and predict uncoupled models’ response conservatism.

원전 일차계통 HyBRID 제염공정에서 발생되는 제염폐액에는 황산이온과 방사성 핵종을 포함한 금속이온 및 발암성 물질의 하이드라진을 포함하고 있어 이를 안전한 수준으로 처리할 수 있는 기술개발이 필요하다. 본 연구에서는 모의 제염폐액 내 황산 및 금속이온의 제거와 하이드라진의 분해시험을 실시하여 황산이온, 금속이온 및 하이드라진을 효과적으로 제거할 수 있는 HyBRID 제염폐액 처리공정을 도출하였으며, 1 L 규모에서의 반복실험과 Pilot 규모(300 L/batch)에서의 평가시험을 통해 도출한 HyBRID 제염폐액 처리공정의 성능 재현성과 적용성을 검증하였다.

고리 1호기는 원전해체 계획에 따라 영구정지 이후 가능한 한 빠른 시일 내에 원자로냉각재계통의 화학제염을 수행할 계획으로, 계통제염 기술 확보를 위해 한수원에서는 2014년부터‘원전 해체설계를 위한 냉각재계통 및 기기제염 상용기술 개발’연구과제를 통해 화학제염기술을 개발하고 있다. 본 연구를 위해 Lab. 규모 계통제염 공정장치를 제작하였으며, 계통제염 대상의 주요재료인 STS304, 316, 410, Alloy600, SA508을 사용하여 화학제염 공정실험을 수행하였다. 화학제염 공정실험의 목적은 산화-환원공정의 최적시간, 최적제염제 및 공정횟수를 도출하기 위함이다. 화학제염 공정실험은 과망간산-옥살산 기반의 단위공정 및 연속공정 실험, 과망간산+질산-옥살산 기반의 연속공정 실험으로 나누어 수행하였다. 그 결과 단위공정실험을 통해 최적공정 시간인 산화공정 5시간, 환원공정 4시간을 도출하였으며, 연속공정실험을 통해 최적제 염제와 공정횟수를 도출하였다. 최적제염제는 산화제의 경우 200 mg·L-1 과망간산 + 200 mg·L-1 질산이고, 환원제는 2000 mg·L-1 옥살산이며, 공정횟수는 STS304와 SA508의 경우 2 cycle, Alloy600의 경우 3 cycle 이상 수행하는 것이 적절할 것 으로 평가되었다.

원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정 기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다. 본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대 하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출 기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 1.0×101~1.0×102 Bq 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.

제염은 원전 해체를 위한 가장 중요한 기술 중의 하나이다. 제염은 해체작업자의 피폭을 감소시키고 발전소 일부 부품을 재 활용 할 수 있게 한다. 현재는 해체 제염기술의 효용성에 대한 자료가 많지는 않다. 대부분의 경우, 제염 후, 부분적인 방사 능준위가 규제의 적용을 받지 않는 수준까지 낮아 질 수 있으므로 좋은 제염효율을 갖는 제염기술은 꾸준히 개발되어야 한 다. 본 논문에는 이러한 제염기술을 활용하여 원전을 해체한 미국 및 유럽국가들의 경험사례를 설명하였다. 국내 원전을 해 체 할 경우 이 연구가 선행사례로 활용될 수 있을 것이다.

원자력 발전소 내·외부 계통의 표면에 침적된 방사성핵종은 원자로 구조재 및 핵분열생성물의 부식생성물 활성화에 의해 생성된다. 특히, 1차계통 내부에서 물과 부식된 표면 사이의 지속적인 마찰은 냉각재와 부식생성물을 혼합하게 만든다. 그 리고 이것들은 계통을 따라 순환한다. 본 논문에서는 설계단계에서 사용되는 1차 계통의 부식생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 CRUDTRAN, DISER, MIGA-RT 및 CPAIR 코드를 분석하였다. 또한, CRUDTRAN을 이용하여 국내 경수로 1차계통 내 부식생성물 거동을 예측하였다. 본 연구목적은 웨스팅하우스형 원전의 실제 데이터로 계산된 값을 측정값과 비교하여 부 식생성물 평가 모델의 신뢰도를 향상시키는데 있다.

This study intends to investigate the urban system based on the population present days and to try to present a place where orientation of the urban system for the balanced development of the region and the direction of the urban system in China. The urban population of China, reforming and opening policy since the 1980s, the population began to concentrate mainly in the eastern coastal areas. Accession to the WTO in 2001, the Beijing Olympic Games in 2008, the proportion of the population in urban and rural areas has been reversed. Urban system in China According to Zipf's city-rank size rule based on the population indicates top cites show primate distribution and lower cities show the regional weakened association distribution. That urban systems show increasing economic dependence on foreign and inefficient use of resources. That undermines the balanced development of the country causing an imbalance in the small towns and rural areas. Orientation of urban system is modified in order to develop a balanced national land, that plan is network urban system. The orientation of China's cities will be converted into stable and horizontal network type polynuclear structure of Chinese urban system. The metropolitan areas perform the function of a central and small cities will have to find ways to strengthen the competitiveness of the region through regional specialization.

현재 전 세계적으로 설계단계에서 부식 생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 프로그램에 대해서는 개발되거나 개발중인 프로그램이 다양하다. 그러나 원자력 발전소 해체 시 발생하는 방사화 부식생성물의 양을 평가하는 코드에 대한 개발은 이 루어지지 않고 있어 정확한 산정에 어려움이 있다. 원자로 용기, 원자로 구성품 및 인접 구조물에서의 특성 원소의 중성자 조 사로 인한 방사화재고량을 평가하기 위해서는 원자로의 고정된 구조물을 대표하는 모든 영역에서의 평균 중성자속과 구조 물의 물질조성 및 원자로 운전이력 등을 이용하여 평가해야 한다. 본 논문에서는 설계단계에서 사용되는 1차 계통의 부식생 성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 CORA, PACTOLE, CRUDSIM, CREAT 및 ACE 코드를 분석하였다. 향후 연구에서는 제 염해체 폐기물 발생량 평가에 대한 사용가능성과 개선점을 찾아 부식생성물량 산정에 정확성을 높이고자 한다.

본 연구에서는 hG-CSF의 발현을 유도적으로 조절하기 위한 FIV-Tet-On lentivirus vector system을 구축하고자 하였다. hG-CSF는 호중성구 계열 세포의 증식과 분화, 생존에 영향을 미치는 물질로서, 이 유전자의 발현을 증가시키기 위하여 FIV-Tet-On vector 상의 hG-CSF나 rtTA2SM2 서열의 3' 위치에 WPRE 서열을 도입하였다. 구축된 각각의 vector는 293FT 세포에 일시적으로 transfection하여 virus를 생산하였으며, 이 virus를 일차 배양 세포인 CEF와 PFF에 감염시켰다. 각 세포에 전이된 hG-CSF의 발현 양상을 관찰하기 위하여 doxycycline을 첨가하거나 첨가하지 않은 배지에서 배양한 후 quantitative real-time PCR, Western blot과 ELISA를 이용하여 hG-CSF 유전자의 발현 정도를 비교 측정한 결과, CEF에서는 WPRE가 hG-CSF의 3' 위치에 도입된 경우에 발현량과 유도율이 가장 높은 것으로 나타났고, PFF에서는 rtTA 서열의 3'위치에 도입된 경우에 발현량과 유도율이 가장 큰 것으로 확인되었다. 이 FIV-Tet-On vector system은 형질 전환 동물의 생산이나 유전자 치료에서 문제시되는 외래 유전자의 지속적인 과다 발현에 의한 개체의 생리적인 부작용을 최소화하기 위한 해결 방법으로 제시될 수 있을 것이다.

본 연구의 목적은 지진하중에 대한 응력 해석을 수행하여 ASME, Class 3 설계요건에 따라 스트레이너의 구조건진성을 평가하는 것이다. 스트레이너에 대한 설계요건이 ASME 코드 내에 명백하게 규정되어 있지 않기 때문에 본체는 밸브 설계요건인 ND-3500을 적용하고, 양쪽 플랜지 연결부는 배관 설계요건 중 ND-3658.3을 적용하였으며, 하단의 덮개 플랜지는 Appendix XI에 따라 설계 및 해석을 수행하였다. 본 연구에서는 T형 스트레이너를 쉘로 모델링하여 유한요소법을 사용하여 지진하중에 의해 스트레이너가 응답하는 모드 형상 및 고유진동수를 계산하여 충분히 강건한 구조물임을 입증한 후 정적 해석을 수행하여 주관과 분기 관이 접합하는 연결부위와 같은 위험단면에서의 막응력과 굽힘 응력을 구하였다. 각 하중조합에 대해 코드에서 규정하고있는 허용 값과 비교한 결과 스트레이너는 지진하중이 작용하는 경우 구조적 건전성을 유지하고 있음을 확인하였다. 아울러 인접 배관을 연결해주는 플랜지 연결부의 응력을 규정에 따라 구한 후 설계요건에 의한 허용 값과 비교하여 건전성을 만족함을 알 수 있었다.