기장연구로 신연료 운반용기 설계승인을 위한 화재시험평가

방경식(Kyoung-sik Bang),양윤영(Yun-young Yang),정길언(Gil-eon Jeong) 한국화재소방학회 2022 한국화재소방학회 학술대회 논문집 Vol.2022 No.춘계

기장연구로의 가동을 위해 필요한 핵분열성물질인 신연료를 원자력연구원에서 기장연구로까지 안전하게 운반하기 위한 신연료 운반용기는 over-pack, canister 및 내부 구조물로 구성되어 있다. 국내⋅외 운반용기 관련법규에 따르면 신연료 운반용기는 IP-2(F)형 운반용기로 분류된다. IP-2(F)형 운반용기는 운반사고조건인 800 ℃ 이상의 화염 속에서 30분 이상 견딜 수 있는 능력을 갖추어야 한다. 따라서, 신연료 운반용기가 800℃ 화재조건에서 건전성을 유지하는지 여부를 평가하기 위해 인허가 기관의 입회하에 화재시험을 수행하였다. 화재시험에 사용된 시험모델은 기장연구로 신연료 운반용기와 동일한 원형모델로서 화재시험에 앞서 정상운반조건인 1.2 m 낙하시험, 운반사고조건인 9 m 낙하시험 및 1 m 파열시험을 수행한 시험모델이다. 화재시험에서 시험모델의 온도를 측정하기 위해 over-pack 외부표면의 상부⋅중앙부⋅하부에 각 3개씩 9개, over-pack뚜껑에 2개를 부착하였으며, canister 내부표면의 상부⋅중앙부⋅하부에 각 3개씩 9개의 열전대를 부착하였다. 화재시험을 수행한 30분 동안의 평균 화염온도는 816 °C로 측정되었다. 화재시험에서 over-pack 외부표면의 최고온도는 화재시험을 시작한 시점에서 약 23분 경과한 후 809 °C로 측정되었으며, 뚜껑에서의 최고온도는 약 27분이 경과한 후 887 °C로 측정되었다. Canister 내부표면의 최고온도는 약 6시간이 경과한 후 135° 방향의 하부에서 330 °C로 측정되었으며, 45°방향에서 최고온도는 상부에서 257 °C로 측정되었고, 225° 방향에서 최고온도는 하부에서 257 °C로 측정되었다. 화재시험에서 측정된 canister 내부표면의 최고온도인 330 °C는 구조재인 스테인리스강의 구조 강도가 변화하지 않는 단기 노출 시의 허용온도인 538 °C보다 낮은 온도이다. 운반사고조건에서 기장연구로 신연료의 허용온도는 570 °C 이다. Canister 내부의 basket에 적재되는 신연료의 온도는 canister 내부표면에서 측정된 최고온도인 330 °C보다 낮을 것이다. 따라서, 800 °C 이상의 화염 속에서 30분 이상 동안 노출시키는 화재조건에서 운반용기 및 신연료의 열 적 건전성은 유지되는 것으로 판단된다.

등유 및 항공유를 사용한 격실 화재시험

방경식(Bang, Kyoung-Sik),이주찬(Lee, Ju-Chan),서중석(Seo, Chung-Seok),서기석(Seo, Ki-Seog),김형진(Kim, Hyung-Jin) 한국화재소방학회 2012 한국화재소방학회 학술대회 논문집 Vol.2012 No.춘계

차량의 충돌에 따른 등유의 누출에 의한 화재와 항공기 충돌에 따른 항공유의 누출에 의한 화재 발생 시 격실의 개구부 크기에 따른 화염온도를 평가하기 위해 화원으로 등유와 Jet-A-1을 사용하고 개구부의 크기를 조절해 가며 격실화재시험을 수행하였으며, 가장 높게 측정된 시험결과의 조건으로 과도화재시험을 수행하여 금속저장용기가 화염온도에 미치는 영향을 평가하였다. 시험결과 등유보다 Jet-A-1의 열 방출속도 및 질량 연소유속이 크게 나타났으며, Jet-A-1에서의 화염온도가 높게 측정되었다. 연료 소모율은 개구부의 크기가 클 경우 작은 경우보다 크게 나타났으며, 개구부의 크기가 클 경우 화염온도가 높게 측정되었다. 격실 내에 금속저장용기가 저장되었을 때는 저장용기가 화염으로부터 받는 열량만큼 화염의 온도는 낮아지는 것으로 나타났다.

STS316L 강관의 수평자세 용접을 위한 GTAW 용접조건의 최적화

이형근(Hyoung-Keun Lee),방경식(Kyoung-Sik Bang) 대한용접·접합학회 2015 대한용접학회 특별강연 및 학술발표대회 개요집 Vol.2015 No.11

STS316L 강관의 수평자세 용접을 위한 GTAW 용접조건의 최적화

이형근(Hyoung-Keun Lee),방경식(Kyoung-Sik Bang) 대한용접·접합학회 2015 대한용접·접합학회지 Vol.33 No.5

In this study, it was tried to analyze the effects of welding parameters on the weld penetration and aspect ratio when a STS316L pipe was welded in a horizontal position by GTAW. Experiments were systematically designed using a L18 orthogonal array, and the effects of welding parameters were statistically analyzed by ANOVA(Analysis of Variance). The shielding gas type has the largest effect on both the penetration and aspect ratio. The welding current type and shielding gas flow rate have a little effect on the penetration, whereas the electrode tip angle has a little effect on the aspect ratio. When welded at a selected welding condition, which is composed of He shielding gas, pulse current of 300/45 A, electrode tip angle of 90o, and shielding gas flow rate of 30 l/min, the estimated interval at least 95 % confidence was 1.99 ± 0.18 ㎜ for the penetration and 0.31 ± 0.04 for the aspect ratio. From the confirmation experiments, the average penetration and aspect ratio were well agreed with the estimation as 1.96 ㎜ and 0.30, respectively. Additionally, the effects of the welding speed and welding current on the penetration and aspect ratio were experimented and analyzed by linear regression. The penetration was linearly increased with the decrease of the welding speed and with the increase of the welding current, but the aspect ratio showed a tendency to a little decrease with the increase of both the welding speed and current.

핫셀운반시스템 충격완충체의 치수최적설계

최우석(Woo-Seok Choi),남경오(Kyoung-O Nam),방경식(Kyung-Sik Bang),이주찬(Ju-Chan Lee),서기석(Ki-Seog Seo) 대한기계학회 2008 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2008 No.5

According to IAEA regulations, a transport system of radioactive material should be subjected to the impact test, which is one of hypothetical accident conditions. Impact limiters attached to a transport cask absorb the impact energy. So, it is appreciated to determine properly the shape, size and material of impact limiters. A material data needed in this determination is a dynamic one. In this study, several materials considered as those of impact limiters were tested by a drop weight equipment to acquire dynamic material characteristics data. Impact absorbing volume of the impact limiter was derived mathematically for each drop condition. A size optimization of impact limiter was conducted. The derived impact absorbing volumes were applied as constraints. These volumes should be less than critical volumes generated based on the dynamic material characteristics. The derived procedure to decide the shape of impact limiter can be useful at the preliminary design stage, where the transport system's outline data are roughly determined and applied as input values.

신연료 운반용기의 진동 특성 분석을 위한 모드 해석

정길언(Gil-Eon Jeong),조상순(Sang Soon Cho),양윤영(Yun-Young Yang),방경식(Kyoung-Sik Bang) 대한기계학회 2020 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2020 No.12

기장연구로 신연료 운반용기 9m 측면 낙하 해석 및 시험 결과

정길언(Gil-Eon Jeong),양윤영(Yun-Young Yang),방경식(Kyoung-Sik Bang) 대한기계학회 2023 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2023 No.5

서울시 住居地域의 特性 : 價格形成要因의 特性 및 그것이 地價에 미치는 影響

方京植 건국대학교 행정대학원 1988 建國大學校 行政大學院 硏究論叢 Vol.16 No.-

특수형 방사성 동위원소 운반캡슐의 안정성 평가

이주찬,서기석,구정회,방경식,한현수,박성원 대한방사선 방어학회 2001 방사선방어학회지 Vol.26 No.1

특수형 방사성물질 운반캡슐은 국내외의 수송관련 법규에 규정된 기술기준을 만족하도록 설계, 제작되어야 한다. 본 연구의 목적은 하나로에서 생산된 192Ir 특수형 동위원소 운반캡슐의 건전성을 평가하는데 있다. 법규에서 규정된 낙하시험, 타격시험, 굽힘시헝 및 가열시험조건에 대한 안전성 시험을 수행하였으며, 각각의 시험 전후에 누설시험을 수행하였다. 또한, 안전성시험과 더불어 컴퓨터코드를 이용한 전산해석을 수행하여 안전성시험 전에 시험결과에 대한 예측자료로 활용되었다. 낙하시험 및 가열시험 결과 캡슐 표면에서 약간의 흠집과 변형이 발생하였으나, 각각의 시험에서 평가기준이 되는 캡슐의 손상이나 용융 등은 발생하지 않았다. 또한 각 시험 후 수행한 누설시험 결과 누설이 발생하지 않았다. 따라서 특수형 방사성물질 운반캡슐은 법규에서 규정하는 기술기준을 만족하도록 설계, 제작되었음이 입증되었다. All of sealing capsules to transport a special form radioactive material should be designed and fabricated in accordance with the design criteria prescribed in IAEA standards and domestic regulations. The objective of this study is to demonstrate the safety of a shipping capsule for 192Ir special form radioisotope which produceed in the HANARO. The safety tests were carried out for the impact, percussion, bending and heat test conditions. And leakage tests were carried out before and after the each test. Also, the safety analyses were performed using computer codes in order to verify the test results. The capsule showed slight scratches and deformation, and maintained its structural and thermal integrities in all tests without any severe damage or melting. It also met the allowable limits of leakage rate after earth test. Therefore, it has been verified that the capsule was designed and fabricated to meet all requirements for the special form.

Verification of the Radiation Shielding Analysis of Shipping Cask Using Deterministric and Probabilistic Methods

Lee,In-Koo,Kim,Chong-Kyoung,Choi,Byoung-Il,Bang,Kyoung-Sik,Yoon,Jeong-Hyoun 대한방사선 방어학회 1996 방사선방어학회지 Vol.21 No.1

본 연구에서는 사용후 핵연료의 안전수송을 위한 수송용기의 설계/해석 항목중 용기 내부에 장전한 핵연료에서 방출되는 중성자의 방사선량률을 효과적으로 평가하는 방법을 구축하기 위하여 수송용기의 방사선차폐해석을 기존의 해석 수행방법인 결정론적인 바법으로 수행하고 확률적인 방법으로 그 결과를 검중하였다. 결정론저 방법을 이용한 해석코드로 Discrete Ordinate방법의 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 이에 대한 비교와 검증을 위한 확률론적 방법의 차폐해석코드로는 Monte Carlo 해법의 해석코드인 MCNNP4A을 이용하였다. 동일한 대상물에 대한 방사선량율에 대한 평가를 두 방법으로 수행한 결과 두 방법으로부터의 해석결과는 큰 차이를 보이지 않았다. 이 결과비교를 통하여 사용후 핵연료 수송용기에 대한 방사선량을 평가가 올바르게 수행된 것을 확인할수 있었고 또한 설게 및 해석에관한 품질보증상항이 규정된 10CFR71 appendixH의 설계해석 및 전산코드 검증에 대한 요구조건을 만족시킬수 있었다. In this study, to set-up the calculation method of radiationshielding of the KSC-4 shipping cask whcih is being used for spent fuel transportation, the pre-existing two calculation methods, deterministic and probabilistic methods were tested. For the first, the DOT4.2 computer code aqdopting the determinisstic theory was applied for the calculation of effective neutron shielding under assumption of continuous wall thickness of the cask. To verify the first results the probabilistic theory was used as an alternate dcalculation. In this case MCNP4A computer code adopting the probabilitic theory was used. And same approximation was obtained from the two different shielding calculations. From the results, it could be confirmed that the design and calculation method used for the radiation shielding of the KSC-4 was sdequate and sufficiently safe to meet the design and QA requirements of 10CFR71 Appendix H.