• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.19 no.8
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• pp.44-54
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• 2018

Stress and fatigue of the distributor, an equipment of the high-pressure evaporator for the HRSG, were evaluated according to ASME Boiler & Pressure Vessel Code Section VIII Division 2. First, from the results of the piping system analysis model, reaction forces of the tubes connected to the distributor were derived and used as the nozzle load applied to the detailed analysis model of the distributor afterward. Next, the detailed model to analyze the distributor was constructed, the distributor being statically analyzed for the design condition with the steam pressure and the nozzle load. As a result, the maximum stress occurred at the bore of the horizontal nozzle, and the primary membrane stress at the shell and nozzle was found to be less than the allowable. Next, for the transient operating conditions given for the distributor, thermal analysis was performed and the structural analysis was carried out with the steam pressure, nozzle load, and thermal load. Under the transient conditions, the maximum stress occurred at the vertical downcomer nozzle, and of which fatigue life was evaluated. As a result, the cumulative usage factor was less than the allowable and hence the distributor was found to be safe from fatigue failure.

• Proceedings of the Korean Institute of Information and Commucation Sciences Conference
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• 2013.05a
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• pp.791-794
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• 2013

Electronic systems may be cause of various serious failures due to an ionizing radiation effect when exposed to a prompt gamma-ray pulse. This transient electrical malfunction can, in some cases, results in a failure of the electronic system of which the circuits are a part. Transient radiation measurement and evaluation system is required to development for enhanced radiation-resistance against the initial nuclear radiation produced by the detonation of a nuclear weapon of semiconductor devices. In these studies, we performed the following work. In the first part of the work, we carried out a SPICE simulation applied to nuclear radiation condition for PN diode and we also investigated the photocurrent by a pulsed gamma-ray on a PN diode using a TCAD simulation.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.160-165
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• 1996

중수로형 원전에서 일차측 냉각수를 순환시키는 주연수송펌프가 정상운전중 갑자기 정지하는 사고를 강제순환 상실사고라 한다. 강제순환 상실사고는 주열수송계통을 과도압력상태로 만들며, 일반적으로 펌프에 공급되는 IV등급전원 상실사고와 기계적 손상에 의한 주열수송펌프 고착사고로 분류할 수 있다. 본 논문에서는 강제순환 상실사고에 대하여 중수로계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT를 이용하여 주열수송계통의 과도압력상태를 해석하였다. 카나다 원자력 규제위원회(AECB)의 과압 방지조건인 R-77 요구조건에 적절한 유효트립변수를 결정하기 위한 해석이 수행되었으며, 증기발생기 오염상태와 액체방출밸브 작동여부가 고도압력상태에 미치는 영향을 고찰하여 보수적 조건을 제시하였다. 또한 위와같이 결정된 보수적 조건을 근거로 ASME 코드에 명시된 과압 한계치에 대한 만족여부와 과도압력상태에 따른 주열수송계통의 열수력학적 거동을 고찰하여 보았다. 해석결과, 강제순환상실사고시 주열수송계통은 R-77 요구조건에 적합한 원자로트립변수에 따라 안정화되었으며, 계통의 최대압력은 ASME 코드가 규정한 한계치내에 있음을 알 수 있었다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2005.07d
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• pp.2474-2476
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• 2005

본 논문에서는 슬라이딩 평면에 도달 조건을 이용하여 균일한 계단 반응을 얻을 수 있는 퍼지 슬라이딩 모드 제어기 설계방법을 제시한다. 슬라이딩 평면에 도달할 조건을 퍼지 논리로 설계하여 과도한 입력이 플랜트에 가해지지 않도록 비선형 제어기를 설계한다. 슬라이딩 평면 도달 속도의 가변 조건을 퍼지화 하여 퍼지슬라이딩 모드 제어기를 설계한다. 각각의 제어기에 대하여 고주파 공진이 있는 2차 강성 모델에 대하여 모의 실험을 실시하여 그 특성을 비교하였다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1994.11a
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• pp.150-154
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• 1994

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP 언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 '최종정상상태'를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. CANDU-6 단계감발 운전시 동적 거동을 원자로 설계자료인 '예비 안전성 평가 보고서(PSAR)'와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다

• Journal of Energy Engineering
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• v.4 no.1
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• pp.103-114
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• 1995

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP(Dynamic Simulator for Nuclear Power-plants)언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차 냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해 본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 최종정상상태를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. 최종 정상상태 회귀 이전의 동적 거동을 원자로 설계자료인 예비 안전성 평가 보고서(PSAR)와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전 자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2004.07d
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• pp.2239-2241
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• 2004

이 논문은 최적 제어 설계방법 중 하나인 LQR 제어기의 과도 상태를 개선하는 방법에 관한 연구이다. 적절한 상태가중행렬과 제어가중행렬을 설정한 후 대수 Riccati 방정식을 풀면 LQR 제어기가 설계된다. 그런데 이 가중행렬은 시행착오 방법을 이용하여 설정하기 때문에 설계된 제어기의 과도 상태를 개선하기 하기가 매우 어렵다. 이러한 문제점을 해결하기 위한 방법으로 closed-loop 근과 가중행렬과의 상관관계를 수학적으로 표현하고, 이를 바탕으로 설계조건을 만족하도록 시스템의 근을 이동시키는 가중행렬을 구하는 방법을 제시한다. 원운동형 도립진자(rotary type inverted pendulum)를 통해 matlab 모의실험으로 그 타당성을 검증한다. 얻어진 결과를 이용하면 원하는 극점을 갖는 LQR 제어기를 체계적으로 설계할 수 있다.

• The Proceedings of the Korean Institute of Illuminating and Electrical Installation Engineers
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• v.10 no.5
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• pp.52-56
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• 1996

Fluorescent lamps are widely accepted to energy efficient commercial lighting applications. In designing a fluorescent lamp system, a ballast design heavily relies on the characteristic of a fluorescent lamp under consideration. Especially, at startup time, the transient characteristic of a fluorescent lamp puts much tighter specification of a design. In this paper, based on the transient characteristic at the startup time, a transient behavioral model of a fluorescent lamp is presented with an equivalent circuit. The model is applicable to the wide range of fluorescent lamps provided by different manufacturers. The experimental results are compared with the results provided by PSPICE simulation. The result shows the model is effective In practice. As a result, we could identify more accurate startup constraints to decide the design of either an electro mechanical or an electronic ballast.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.5
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• pp.687-700
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• 1995

The thermal-hydraulic transient analysis of the proposed CANDU-9 plant was peformed. Several major transients ore analyzed if they meet the heat transport system design requirements. The proposed heat transport system configuration and the preliminary sizes of system equipment are justified by analysis in terms of the fuel integrity and the high system pressure limit during transients. The compliance with AECB R-77 requirements for CANDU-9 reactor was estimated. The analysis results showed that for each postulated accident the peak pressure values in the reactor headers are within the acceptance criteria given in ASME code requirements and the fuel overheating is prevented. One pump start-up during the reactor start-up operation was analyzed to investigate the How reversal through the fuel channel, which is specific in the proposed CANDU-9 plant.

• Proceedings of the Korea Institute of Fire Science and Engineering Conference
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• 2009.04a
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• pp.51-60
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• 2009

과도현상으로부터 보호되고 대응력을 갖출 수 있는 수신기가 될 수 있도록 과도현상 보호시스템을 설계 제작하고 적용성을 성능시험으로 입증하였다. 과도현상 보호시스템을 개발함으로서 수신기에 높은 신뢰성과 안정성을 부여할 수 있다. 과도현상 보호시스템의 개발을 위한 프로세스 정립과 이론을 바탕으로 과도현상으로부터 보호될 수 있는 1단계 및 2단계 보호시스템의 시작품을 제작하고, 소방법 및 관련규정에서 제시하는 제반 성능 조건으로 시험하고 만족스런 결과를 얻음으로써, 과도현상 보호시스템을 개발할 수 있는 엔지니어링 데이터 구축과 원천기술을 확립하였다.