• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.738-744
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• 1998

본 논문에서는 DSNP로 개발된 EBR-II 시뮬레이션 프로그램을 이용하여 SHRT-45실험을 모의해석하고 실험결과와 비교 분석하였다. ULOF 사고시 노심과 계통에서 발생하늘 주요 현상학적인 특성과 이를 모의하기 위한 해석모델에 대하여 논의하였다. 특허 일차원적인 DSNP 코드로써 원자로 풀 내부에서 소듐의 혼합 및 성층화 현상과 같은 다차원적인 거동을 모의하는 방법을 검토하였다. 원자로 풀에서의 혼합모델을 적절히 조정함으로써 DSNP 코드는 일반적으로 ULOF 과도거동을 잘 예측하였다. SHRT-45 모의해석 결과, ULOF 발생시 금속핵연료를 사용하는 EBR-II노심의 고유 안전성과 피동 붕괴열 제거능력이 입증되었으며 이는 실험결과와 일치하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.549-555
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• 1996

실제 발전소의 거동을 정확히 예측하여 코드 내장모델의 적합성을 증명하는 것은 완전계통 분석코드 검증에 필수적이다. 이를 위하여 코드 분석결과와 비교할 만큼 측정정보가 충분한 영광 3호기 자연대류 시험을 선택하여 모의하였다. 사용된 원전계통 분석코드는 KAERI에서 최적 코드로서 개발한 TASS 1.0 코드이며, 운전원의 조치 및 증기우회밸브의 오동작 등이 고려되었다. 분석결과, TASS 1.0 코드가 실제 발전소에서 수행된 자연대류 시험을 모의할 수 있으며, 아울러 최적코드로서 사용될 수 있음을 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.732-737
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• 1997

본 연구에서는 IFC6.0코드 검증과 개선점 파악을 목적으로 유럽공동체 연구소 JRC-Ispra에서 수행한 Faro L-14실험을 모의하였으며 이는 ISP-39 참여하에 수행하였다. ISP-39는 용융물과 냉각재 반응 시 용융물 냉각 현상에 있어 관련 해석 코드를 검증하고 각 코드의 한계점을 파악하는데 그 목적을 두고 있다. 계산 결과 용기 내 압력상승 및 냉각재 상승에 관한 경향은 잘 모의하고 있다. 한편 절대값에 있어 실험치에 미치지 못하는 것은 냉각재와의 혼합 시 용융물의 분쇄가 실제보다 덜 예측되고 이에 따른 열전달량의 예측 미달로 인한 것으로 보이며 결국 Lagrangian코드개발의 필요성이 확인되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.726-731
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• 1997

중대사고시 핵연료와 핵분열생성물의 거동을 파악하기 위한 PHEBUS FPT-1실험을 MELCOR 코드로 해석함으로써 코드의 모의 능력 및 실험의 최근 연구 동향과 측정의 타당성을 파악할 수 있었다. 노심을 포함한 전 계통의 열수력 거동에 대한 모의 결과는 측정 자료와 비교ㆍ분석하여 매우 타당한 결과를 얻은 것으로 판단되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.48-54
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• 1996

가압경수로의 부분충수 운전중 RHR 계통의 기능상실시 사고완화를 위해 가압기 manway와 증기 발생기 출구공동 manway를 동시에 개방한 경우에 대한 실험결과를 CATHAHR2 코드를 이용하여 해석하였다. 해석을 통해 이 경우에 발생하는 물리적 현상을 이해하고 이와 같은 과도기에 대해 코드 예측능력을 평가하므로 써, 실제 원전에서 사고시 적절한 사고대응 방안을 강구하는데 참고가 될 수 있도록 해석적 근거를 제시하고자 한다. 연구결과 CATHARE2 코드는 실험을 통해 관측된 주요 물리적 현상들을 타당하게 예측하였으나, 가압기와 밀림관의 DP를 과대 예측하여 원자로 상부공동의 최대압력을 실험보다 약 7kPa 높게 예측하였다. 노심 노출시간도 노심에서 기포율 분포를 비현실적으로 예측하여 실험보다 약 500초 지연되었다. 실험과 코드의 모의결과를 통하여 노심 노출은 중력주입에 의한 냉각수 보충만으로 충분히 회복될 수 있음을 확인하였다. CATHARE2 코드는 비록 상세한 현상들에 대해 다소 불확실성을 내포하였으나, 전반적인 거동분석에는 타당한 것으로 판단된다. CATHARE 코드는 노심에서 계면 마찰력을 줄임으로써 노심의 차압을 개선할 수 있었고, guide 튜브의 위치를 고온관 중심선과 일치시켜 guide 튜브내 액체의 hold-up 기간을 개선할 수 있었으며, 가압기의 계면 마찰력을 증가시켜서 밀림관에서 "plug and clearing" 현상을 모의할 수 있었다.모의할 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.616-621
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• 1996

PWR 원전의 중대사고시 격납건물내 수소거동을 모의한 NUPEC의 수소분포실험 결과를 MELCOR 1.8.3 코드를 이용하여 검증 차원의 비교분석을 수행하였다. 이 연구에서는 정확한 실험조건 및 코드의 특성을 반영하여 실험에서의 유동 및 열역학적 조건을 모두 모의하였다. 이를 통해 실험에서 나타난 수소거동 특성을 재확인하고, MELCOR 코드의 분석능력 및 특성을 평가하였다. ISP-35에 대한 비교분석을 통해 다격실 격납건물내 중대 사고시 수소 혼합 및 분포 현상에 대한 MELCOR의 분석능력을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제19권3호
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• pp.198-204
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• 1987

발전소 과도현상과 비냉각재 상실사고를 모의할 수 있는 가압경수로발전소 모의코드 MCSIM을 개발하였다. 원자로 냉각재계통은 에너지 방정식과 운동량 방정식을 분리 취급하면서 Drift Flux 2상 유동모델, 적분 운동량 방정식 등을 사용하여 모델링하였다. 증기발생기의 모사는 Pot Boiler 모델을 사용하였고, 2차계통을 위해서는 분리 취급된 정상상태 에너지 방정식과 운동량방정식을 핵출력 계산을 위해서는 점 동특성 방정식을 사용하였다. 현재의 코드성능을 시험하기 위해 완전 냉각재 유동상실사고와 제어봉 집합체 인출 사고를 계산하여 그 결과를 원자력 5/6호기 최종 안전 보고서의 결과와 비교하였다.

• 한국통신학회논문지
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• 제26권10B호
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• pp.1453-1457
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• 2001

본 논문에서는 DC-제거 가능한 (2, 15) 런-길이 제한(RLL) 코드와 이 코드를 이용한 고밀도 광 기록을 위한 고효율의 성능을 나타내는 코딩 방법을 제안한다. 이 방법은 8/16의 코드율을 갖는 가족의 EFMPlus 코드와 비교하여 k-구속 조건이 다른 런-길이 파라미터를 가지고 있으나 EFM 코드에 비해 최소 6%에서 최대 10% 이상 높은 정보 밀도를 갖고 있어 고밀도 광 기록 시스템에 적용이 가능하다. 모의 실험을 통해, 코드율이 8/16에서는 EFMPlus 코드와 거의 유사한 성능을 보임을 확인했다.

• 한국항행학회논문지
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• 제20권5호
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• pp.394-400
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• 2016

GPS P(Y) 코드와 같은 암호화 항법 신호원은 재생이 불가능하므로 기만에 강건하다. 하지만 암호화 신호원을 이용하기 위해서는 위성항법시스템 운용국가로부터 허가를 얻어야 하고 이용에 있어서도 상당한 제약이 따른다. 본 논문에서는 고이득 지향성 안테나를 이용하는 지상 기준국과 일반 위성항법 사용자를 모의하였다. 지상 기준국은 특정 항법위성에 대한 고이득 신호로부터 해당 위성이 방송하는 암호화 신호 코드를 복조하였다. 복조된 암호화 신호코드는 사용자 수신기 모의 데이터의 이상여부를 판단하고, 기만여부를 판단할 수 있었다. 본 논문은 이와 같은 방식을 적용하는 기만검출 기법을 제안하고 GPS 시뮬레이터를 이용한 모의 분석 결과를 다룬다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.363-368
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• 1996

경수로형 원자로의 중대사고 진행시 압력용기내 노심의 용융현상 및 재배치과정 등에 대한 MELCOR 코드내 노심손상모델의 예측 및 분석능력을 검증하고자 하였다. 이를 위하여 노심손상 모의실험중 하나인 독일의 KfK에서 실시된 CORA-13 실험을 선정한 후 이 실험을 MELCOR 1.8.2 코드를 이용하여 계산하였다. 실험결과와 계산결과를 비교분석하고 또한, MELCOR 코드에 대한 민감도분석을 수행함으로써 MELCOR 코드내 손상된 노심의 거동에 대한 열수력모델들을 검증하였다.