• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2003.06a
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• pp.43-48
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• 2003

고리 1호기 운전원 교육용 가상 시뮬레이터 개발은 고리 1,2호기 운전원, 특히 시뮬레이터가 없는 고리 1호기 운전원의 시뮬레이터 실습효과를 향상시키고 규제기관의 규제요건 충족 및 신입사원 등의 계통교육을 효과적으로 수행하는데 그 목적이 있다 현재 1단계가종료된 상태로 현재까지 개발된 범위는 고리 1호기를 기준발전소로 하여 전 범위 시뮬레이터 모델과 동일한 구조와 기능을 갖는 원자로심, 열수력 계통 및 CVCS등 주요 계통을 개발하였으며, 이들 계통을 제어하기 위한 강사조작용 소프트웨어, Sim Diagram Soft Panel 등이 개발되었다. 고리 1호기 가상 시뮬레이터를 개발함으로 기준 발전소 시뮬레이터가 없는 고리1호기 운전원의 교육훈련에 지대하게 효과를 높일 것으로 예상된다.

• 열병합발전
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• s.69
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• pp.15-20
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• 2009

소수력 계획 시 개발지점에 대하여 수많은 자료와 정보 등을 필요로 하게 되는데 특히 해당지역내의 유량분포에 대한 유황자료는 개발의 판단여부를 결정케 하는 중요한 요소이다. 소수력발전소의 설비용량에 직접 관계되는 설계유량의 결정과 재해방지를 위한 유출의 예측을 가능케 하고 발전소운영 시 가동률 및 경제성에도 직접적인 영향을 미치는 중용한 요소이나 여기서 논하는 소수력개발은 하천이나 댐과 같은 유형이 아니라 일정한 유량을 확보하여 배출하기 때문에 문제는 없다. 그러나 계절별 부하에 따른 냉각수량의 변화 및 소수력 발전유량의 변동, 조위(해수면) 변화 등에 따라 달라진다. 그러므로 수위조절을 위한 수문은 이들의 변화에 따라 자동운전이 가능해야 하지만 운전시 발전정격수위를 맞출 수 있도록 수문을 조절한 다음 Turbine Governor에 의해 유량 및 수위를 제어할 수 있도록 설계하여 냉각수 순환수 계통에 영향이 미치지 않게 언제나 적정수위를 유지시킬 수 있는 운전모드로 구축하는 것이 안정이라 볼 수 있다. 소수력발전설비 및 수문의 오작동 및 고장이 발생할 때 수위가 상승하여 냉각계통에 손실수두 증가, 취수펌프의 양정고 증가와 Surge 발생 등으로 발전소의 정상 운전에 미치는 영향이 없어야 하므로 세밀한 검토가 필요하기 때문에 폐쇄시간과 수압상승 값 등 요인 분석후 설계하여야 한다. Figure A와 같이 국내 화력발전단지에서 냉각수로 사용되고 방류되는 해수는 발전소에 따라 ca.70~150 CMS로 ca.2,000~5000 kW 이상의 수력에너지(H=4m 형성 기준)를 보유하고 있으나, 현재 활용되지 못하고 그대로 해양으로 방류되고 있어 이 수력에너지의 개발 방안을 오래전부터 검토하여 왔다. 발전소 온배수의 원활한 배수를 위한 설계 낙차와 함께 남서해안의 조위변화에 따른 낙차를 이용하는 것으로 소수력 발전 방식과 조력발전 방식의 특징을 동시에 활용할 수 있다.

• Journal of Korea Water Resources Association
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• v.32 no.5
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• pp.579-591
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• 1999

The operation of a reservoir system is necessary for establishing the operation rule as well as designing the reservoirs for water resources planning or management. Increasingly complex water resource systems require more advanced operation techniques. As a result, various techniques have been introduced and applied until now. In this study Linear Tracking model based on optimal control theory is applied to the operation of the largest scale multi-reservoir system in the Han river and its applicability proved. This system normally supplies the water resources required downstream for hydro-power and plays a role in satisfying the water demand of the Capital region. For the optimal use of the water resources the Linear Tracking model is designed with the objective to maximize the hydro-power energy subject to the water supply demand. The multi-reservoir system includes the seven main reservoirs in IIan river such as Hwachon, Soyanggang, Chunchon, Uiam, Cheongpyong, Chungju and Paldang. These reservoirs have been monthly operated for the past 21 years. Operation results are analyzed with respect to both hydro"power energy and water supply. Additionally the efficiency of the technique is assessed.sessed.

• 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.

• Corrosion Science and Technology
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• v.18 no.4
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• pp.138-147
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• 2019

Pipes and components of the secondary system in the pressurized water reactor (PWR) are mainly comprised of manufactured carbon steel. Thus, the generated carbon steel corrosion products are transported into the steam generator and deposited, thereby deteriorating the integrity of the steam generator. Environmental condition in the secondary system of the PWRs differs across different locations. So, the corrosion rate and types of corrosion products depend on specific locations in the secondary system. In this study, the quantity and chemical compositions of corrosion products generated in various locations that vary in different temperatures and chemistry conditions were investigated. As a result of evaluating the PWR "Unit A" that is in current operation, the amount of corrosion products generated in the section of high temperature feedwater system was identified as the largest source in the secondary system. Major components of corrosion products were iron oxides such as magnetite, hematite, and lepidocrocite.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2004.05a
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• pp.101-108
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• 2004

KEPRI has developed an Nuclear Steam Supply System(NSSS) thermal-hydraulics simulation program (called ARTS-KORI), based on the best-estimate system code, RETRAN, as a part of the development project for the KORI unit 1 Nuclear Power Plant Simulator. A number of code modifications, such as simplifications and removing of discontinuities of the physical correlations, were made in order to change the RETRAN code as an nuclear Steam Supply System thermal-hydraulics engine in the simulator. Some simplified models and a backup system were also developed. This paper briefly presents the results of non-integrated standalone test of ARTS-KORI.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2004.05a
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• pp.94-100
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• 2004

KEPRI has developed an Nuclear Steam Supply System(NSSS) thermal-hydraulic simulation program (called ARTS-KORIl) based on the best-estimate system code, RETRAN, as a part of the development project for the KORI unit 1 nuclear power plant simulator. To develop the RETRAN code as an NSSS T/H engine for the simulator, a number of code modifications, such as simplifications and removing of discontinuities of the physical correlations, were made to satisfy the simulator requirements of robustness and real time calculation capability Some simplified models and a backup system were also developed to simulate some transients that cannot be efficiently calculated by the RETRAN part of ARTS-KORIl.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2015.07a
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• pp.37-38
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• 2015

화석연료를 이용한 전력생산이 늘어날수록 이산화탄소 배출이 많아져 지구온난화에 영향을 주고 있다. 화석연료의 사용량을 줄이기 위해서는 원자력이나 수력을 이용한 방법이 사용되어 왔으나 환경과 안정성 면에서 풍력이나 태양광과 같은 신재생발전원의 사용을 확대하고 있다. 이와 같은 시도는 기상변동에 민감한 신재생발전원을 대규모로 전력계통과 연계할 경우 계통운영의 불안정성이 커지게 된다. 따라서 본 논문에서는 전력저장장치를 이용해 신재생발전을 증가시키면서 전력계통의 운영서비스를 안정적으로 할 수 있는 방안을 제시하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.473-480
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• 1996

영광 3/4호기 mid-loop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고시 열수력적 현상을 최적 전산코드인 CATHARE2를 이용하여 해석하였다. 이러한 사고시 열수력적 현상은 일,이차측 냉각재 방출유로와 계통내 비응축성 가스의 거동에 의해 크게 영향을 받는다. 본 연구에서는 2개의 경우를 모의하였는데, 하나는 계통내 방출유로가 있는 경우이며 다른 하나는 방출유로가 없는 경우를 계산하였다. 이 때 사용된 가정은 다음과 같다. (가) 계통은 부분충수 운전 상태로 상부에 비응축성 가스나 증기로 가득 차 있다. (나) 증기발생기는 1대만이 이용 가능하고 이차측은 습식보관 상태이며, 보조급수는 공급되지 않고 이차측 압력은 대기압 상태이다 (다) 사고는 원자로 정지후 2일후 발생한다. 이와같은 조건하에서 사고시 계통 최대압력은 방출유로가 있는 경우 사고후 6,000 초에 0.27 MPa이며, 방출유로를 통한 유량은 총 2.4 kg/s이다. 이 방출유량을 외삽하여 계통수위가 고온관 바닦까지 도달하는데 걸린 시간은 사고후 약 5.67시간이다. 증기발생기 U-튜브를 통한 열전달에 의해 이차측 증기 발생으로 이차측 수위가 하락하면 증기발생기 reflux cooling은 제한을 받을 수 있다. 이 경우 이차측 수위가 U-튜브의 active 영역 상부까지 도달하는데 걸리는 시간은 사고후 약 10시간으로 계산되었다. 그러므로 이 경우 보조급수 공급 여유시간보다 노심 노출시간이 더 빨리 도달하여 노심을 손상시킨다. 사고시 수위지시계는 계통감압에 큰 영향을 주지 못하기 때문에 가능한 빨리 닫아 계통 inventory를 유지하는 것이 이차측 보조급수공급보다 우선한다.합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\