• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.457-462
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• 1997

현재 국내외 대부분 원자력발전소(이하 원전)의 안전주입방식은 저온관 주입방식을 채택하고 있으며, 안전주입시 노심의 온도와 압력분포가 주요 관심 대상이었다. 하지만 향후 개발될 원전의 안전주입방식은 저온관주입이 아닌 안전주입의 신뢰성을 한단계 높인 원자로용기 직접주입방식인 DVI(Direct Vessel Injection)방식을 채택하고 있는 추세인데, 이 경우 관심분야는 원자로용기 dowmcomer지역까지 확대된다. 즉 저온의 안전주입수가 고온 고압의 원자로용기 downcomer지역으로 직접 주입됨으로 인해 이 지역의 유체유동과 혼합상태 및 온도분포가 주요관심 대상이 되며 이는 원자로용기의 PTS(Pressurized Thermal Shock)해석에 연결된다. 본 연구에서는 LOCA 사고시 DVI방식을 적응한 안전주입수 유입에 의한 원자로용기 downcomer지역의 유제유동과 유체혼합상태 및 온도분포를 열유체 해석 code인 FLUENT를 이용하여 해석하였다. 해석결과에 의하면 사고시 DVI에 의해 유입되는 약55℉인 저온 안전주입수는 유입과 동시에 넓은 지역으로 퍼지면서 dowmcomer지역의 고온 원자로냉각재와 적절히 혼합되어 하향유로를 따라 흐르며 PTS의 발생 원인인 국부적 유체비혼합 현상이나 온도 급하강현상은 발생하지 않는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2005.07a
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• pp.208-210
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• 2005

본 논문에서는 전압 불안정성을 해소시키기 위한 방안으로 FACTS를 투입하기 위한 방안에 대하여 논의 하였다. 우선적으로 전압안정도 기준을 수립하고 상정사고에 대하여 PV 해석을 실시하고 전압안정도 기준을 만족시키지 못하는 사고를 스크리닝 한다. 각 상정 사고에 대하여 선정된 전압안정도 기준을 만족하도록 하기 위한 FACTS 투입 방안에 대하여 논의하였다. 일반적으로 전압안정도 측면에서 취약위치를 선정하는 방법으로 VQ해석이나 Tangent vector에 의한 Bus sensitivity를 구하여 부하변화에 대한 전압 감도(dV/$dP_{TOTAL}$)가 큰 모선을 취약 위치로 선정하는 방법, 또는 Modal Analysis를 통해 구한 참여인수값이 큰 모선을 취약 모선으로 선정하는 방법이 있다. 이 논문에서는 VQ해석과 Tangent vector를 이용한 해석 방법을 이용하여 전압안정도 측면에서 취약 위치 및 전압안정도 향상을 위한 FACTS 투입 후보지를 선정하였고 전압안정도 기준을 만족시키기 위해 각 후보지에 투입해야할 FACTS 용량을 산정하였다. 마지막으로 실질적으로 수도권 주요 모선에 모두 FACTS를 투입한 결과와 논문에서 사용한 방법과의 결과를 비교하여 적절한 절차를 사용하여 FACTS가 투입되었음을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.237-243
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• 1996

최근, 한국원자력연구소에서 개발된 3차원 노심 거동분석 코드인 MASTER$^{[1]}$ 는 노심의 정상 및 과도상태에서 기존의 다른 코드와 비교해서, 보다 정확하면서 빠르게 노심 분석을 할 수 있다. 특히, 노심의 과도상태에서의 해석을 위해서는 간단한 입력체계와 신뢰할 수 있는 결과가 기대되었는데, 기존의 CE사와 KWU사의 코드체계인 ROCS/HERMITE및 MEDIUM/PANBOX는 과도상태에서의 노심 분석을 위해 1차원 및 3차원 과도해석 코드와의 연계로 인한, 부수적인 입력작성 및 정확도를 유지하기 위한 많은 Tuning 작업이 요구되나 MASTER 코드는 정상 및 과도상태에서의 노심 분석을 동시에 할 수 있어, 적은 노력으로 정확한 계산결과를 기대할 수 있다. 그래서, 과도상태에서 MASTER 코드의 신뢰성을 검증하기 위하여 IAEA Benchmark 계산 및 영광1호기의 5주기 노심을 대상으로 RIA(Reactivity Induced Accident) 분석을 수행하였다. 본 연구에서는, 미임계 노심에서의 Bank Withdrawal 사고와 전출력 및 영출력에서의 Rod Ejection 사고를 대표적인 RIA사고로서 연구를 수행하였으며, 그 결과를 기존 KWU사 코드인 PANBOX로 수행된 NSAR(Nuclear Safety Analysis Report)$^{[2]}$ 의 결과와 비교하였다. 결과에 의하면, MASTER 코드는 그 정확도를 충분히 신뢰할 수 있으며, NSAR 분석 시에 사용된 군정수, 코드의 해석 방법론 및 초기조건의 불 일치성으로부터 기인된 약간의 차이 외에는 PANBOX의 계산결과와 유사하였다.

• Journal of the KSME
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• v.20 no.5
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• pp.400-409
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• 1980

원자력발전소 안전성확보란 하루아침에 완성되는 것이 아니라 모든 분야의 최신기술이 종합되어 계속 수행되어야 하는 과제이다. 원자력분야에 초보자를 위해서 2절에서는 안전성의 중요성에 대하여 가상사고를 한 예로써 설명하였으며 이런 사고를 대비하여 어떤 조치가 취해지고 있는 가를 설명하기 위하여 비상노심냉각계통구조에 대해 언급하였다. 현재까지의 지식으로는 비상 노심냉각계통만 제대로 작동한다면 사고로 인한 피해는 적으리라고 예상된다. 미국 TMI사고에 서도 운전자가 오판으로 작동중인 비상노심냉각계통을 정지시키지 않았다면 사고의 피해는 크지 않았을 것으로 평가되고 있다. 3절과 4절에서는 가장 위험한 사고로 알려진 냉각재상실사고가 일어 났을 때 어떤 물리적 현상이 생기며 이런 현상을 완전히 파악하여 사고를 해석하고 사고의 영향을 줄이기 위해서는 어떤 기술적인 문제가 해결되어야 하는가를 소개하였다. 5절에서는 LOCA연구현황을 소개하였다. 학계에서 특히 열유체분야에 연구경험이 많은 사람이 조금만 관 심을 가져도 자기전공의 지식을 원자로안전성 연구에 이용하리라 기대된다.

• Journal of the Korean Society for Railway
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• v.12 no.2
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• pp.260-266
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• 2009

The theory of risk is applied frequently in analysis of railway accidents. The aim of risk analysis is to search potential causes and contribution factors of accidents by checking the total system of construction field. This paper analyze a pattern and a cause of accident occupied in construction field, calculate risk index considering accident frequency and severity, and then provide the relative risk assessment. Based on this, this paper will provide the methodology of qualitative risk assessment guiding to reach a consistency of risk index with risk assessment.

• Computational Structural Engineering
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• v.8 no.1
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• pp.4-12
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• 1995

원자로 격납건물(Reactor Containment Bldg)은 정상가동시는 물론 냉각재상실사고(LOCA)를 포함하는 설계기준사고(DBA) 및 설계기준지진(DBE) 발생시 구조물 자체의 건전성 확보는 물론 주기기(NSSS Equipment)를 포함하는 안전관련 계통 및 기기를 안전하게 보호/지지하므로써 핵누출을 방지하여 발전소 종사자를 포함하는 국민의 재산과 생명을 보호하는 역할을 하는 원자력발전소에서 가장 중요한 구조물이다. 원자로 격납건물은 압력용기(Pressure Vessel : 설계내압 5 psi 이상인 용기)로 설계되는 격납용기와 1, 2차 차폐구조 등의 내부구조물로 구성되는데 이 중 본 소고에서는 격납용기의 해석 및 설계 그리고 구조건전성 시험 및 사용중검사에 대해서만 간략하게 기술한다.

• Electric Engineers Magazine
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• v.204 no.8
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• pp.44-47
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• 1999

전동기는 크게 교류 전동기와 직류 전동기로 대별되며 현장에서 가장 널리 쓰이는 것이 교류 전동기 중에서도 유도전동기이다. 이러한 유도전동기의 사고원인을 분석해 보며 표와 같이 기계적인 원인과 전기적인 원인으로 나눌 수 있으며 현장실무자들의 예방정비 및 주기적인 정밀검사에 의하여 사고를 예방하고 또한 전동기 회로 및 특성 해석을 통하여 고장보호 대책을 수립 실시 하여야 한다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2007.07a
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• pp.802-803
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• 2007

전력산업의 구조개편에 따라 현재 전력시스템은 안전도의 위협수준에 가깝게 운영되어지도록 강요받고 있다. 이러한 시대적 흐름에 의해 안전도(security)해석에 대한 보다 빠르고 정확한 연구가 중요시 되고 있다. 본 연구는 전력시스템의 안전도 해석에 있어 상정사고(contingency)를 고려할 때 클러스터링 기법을 이용한 송전 네트워크의 축약 알고리즘을 제안한다. 또한 PC 클러스터 시스템을 이용한 병렬처리기법을 이용한 상정사고의 분할연산을 수행하고자 한다. IEEE 39 모선시스템을 통해 제안된 알고리즘을 평가할 것이다.

• Nuclear industry
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• v.20 no.6 s.208
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• pp.31-44
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• 2000

본 연구에서 액체금속로의 노심용융(core meltdown)으로 인한 초 즉발 임계(super-prompt critical)의 출력 폭주 사고시, 노심의 반응도 및 열수력 특성 변화와 에너지 방출량등을 계산하기 위하여, Bethe-Tait 방버론을 수정, 보완한 분석 모델이 개발되었다. 주요 보완 내용으로서는, 금속 연료 노심의 단상 액체 영역에서의 선형의(Linear) threshold 형태의 상태 방정식뿐만 아니라 포화 증기(saturated fuel vapor) 영역에서의 상태 방정식이 개발되었고, 이에 따른 노심 붕괴 반응도(disassembly reactivity)의 분석 모델이 개발되었다. 또한 도플러 반응도 효과를 고려하기 위한 분석모델도 아울러 개발되었다. 상기 보완 모델을 실행할 수 있는 수치 해석 프로그램이 개발되었고, 이를 활용하여 KALIMER에서 HCDA가 발생하였을 경우 노심에서의 에너지 방출량 계산이 수행되었다. 분석결과 도플러 효과와 포화 증기 영역에서의 압력 증가 및 노심팽창의 중요성이 확인되었다. 도플러 효과가 고려되지 않을 경우 HCDA는 분석된 모든 반응도 삽입률에 대하여 폭발적인 에너지 방출과 함께 사고가 종결되는 것으로 평가되었다. 그러나 도플러 상수가 최적 평가치인 -0.002인 경우 50$/s이하의 반응도 삽입률에서는 노심은 비등점(0.8KJ/g)에 도달치 않았으며, 설계 기준 사고인 100$/s의 경우에도 노심은 포화 증기 영역에 머물고 압력이 급격히 증가하는 단상(single phase)액체 영역의 threshold 값에 미치지 않기 때문에 사고는 핵연료 증기(vapor)의 점진적인 분산과 함께 종결되는 것으로 분석되며, 총 에너지 발생량은 약 1,800MJ로서 기계적 손상 에너지로 전환되는 분율을 고려할 때 KALIMER 원자로 용기의 구조 설계 기준치에 비해 상당한 여유도를 갖는 것으로 평가되었다.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2022.05a
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• pp.184-184
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• 2022

지난 2019년 인천시, 서울시 문래동, 포항시 등에서 발생한 수질사고로 인해 국민의 상수도에 대한 신뢰도가 최악의 상황에 있으며, 이후로도 깔따구 유충이 발견되는 등 상수도 관망 내 체계적인 수질 관리 및 빠르고 정확한 수질 사고 발생 지점의 추정이 중요해 지고 있는 실정이다. 오염물 유입 추정은 수리학적 사고로 고려되는 누수와는 달리 상대적으로 그 지점 추정이 어렵다. 대게의 경우 수리해석을 진행하여 유량과 유향을 파악한 뒤 계측 지점에서부터 동일 시간대로 역으로 흐름을 거슬러 올라가며 확률상 높은 지점을 추정하는 것이 일반적인 방법이다. 본 연구에서는 범용 수리해석 프로그램인 EPANET2.2에 내장된 Trace Analysis (이후 trace 분석) 옵션을 사용한 오염물 유입 지점 추정 방법론을 소개한다. 본 연구에서는 방법론의 검증을 위해 오염물 유입지점은 한 곳으로 가정하였다. 해당 방법론은 먼저 절점별 trace 분석을 실시하여 모든 지점에서 수질 관측 지점까지 물이 도달하는데 소요되는 시간을 산정한다. 해당 시간과 오염물 관측 데이터와의 비교를 통해 유입 확률이 높은 지점을 추출한다. 이를 위해 실측 데이터가 필요하며, 결과는 지점별 확률로 나타난다. 모의 결과 1개의 수질 관측 지점으로도 개략적인 지점을 선정할 수 있는 것으로 나타났다. 다만, 수질 관측 지점의 수에 따라 분석 결과의 정확도가 향상한다. 마지막으로 유입 지점 추정 확률이 낮은 경우, 유입 지점 추정 확률을 향상시킬 수 있는 추가 수질 분석 지점을 결정하였다. 본 연구에서 소개한 방법론은 향후 수질 사고 발생 시 최초 확산 방지를 위한 격리 지점 선정에 근거를 제시할 수 있을 것으로 기대하며, 나아가 수질 관측 지점을 결정 및 대응 방안 수립 가이드라인으로 활용할 수 있을 것이다.