• Journal of the Korean Society of Safety
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• v.36 no.5
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• pp.79-85
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• 2021

A standard engineering model that reflects the current organization system and engineering operation process of domestic nuclear power plants was developed based on the Standard Nuclear Performance Model developed by the American Nuclear Energy Association. The level 0 screen, which is the main screen of the engineering model computer system, consisted of an object tree structure, which provided information that is phased down from a higher structure level to a lower structure level (i.e., level 3). The level 1 screen provided information related to the sub-process of the engineering operation, whereas the Level 2 screen provided information related to each engineering operation activity. In addition, the Level 2 screen provided additional functions, such as linking electronic procedures/guidelines, providing electronic performance forms, and connecting legacy computer systems (such as total equipment reliability monitoring system, configuration management systems, technical information systems, risk monitoring systems, regulatory information, and electronic drawing system). This screen level increased the convenience of user's engineering tasks by implementing them. The computerization of an engineering model that connects the entire engineering tasks of an establishment enables the easy understanding of information related to the engineering process before and after the operation, and builds a foundation for the enhancement of the work efficiency and employee capacity. In addition, KHNP developed an online training module, which operates as an e-learning process, on the overview and utilization of a standard engineering model to expand the understanding of standard engineering models by plant employees and to secure competitiveness.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.189.2-189
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• 2002

• Journal of Power System Engineering
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• v.16 no.1
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• pp.44-50
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• 2012

팁 간격의 크기가 냉각탑용 축류팬의 성능과 누설 유동에 미치는 영향을 조사하기 위해서 서로 다른 2가지 팁 간격을 가진 경우에 대해서 점성유동을 해석하였다. 케이싱 내에서 작동하는 축류팬 주위의 유동을 연속방정식, Navier-Stokes 방정식 등을 지배방정식으로 사용하여 수치해석 하였다. 난류유동에 나타나는 레이놀즈 응력은 ${\kappa}-{\epsilon}$ 난류모델을 사용하여 계산하였다. 전체적으로 H형 격자계를 사용하였으며, 팁 주위의 유동을 해석하기 위해서 팁 영역 주위에 부분적으로 조밀한 격자를 두었다. 팁 간격이 증가하면 누설 유동의 증가로 인한 유동 손실의 증가로 전압상승과 수력효율이 감소하였다. 팬 직경에 대한 팁 간격이 0.4%에서 1.0%로 증가하면 전압상승 값이 약 10% 정도 감소하였으며, 수력효율은 약 3% 정도 감소하였다. 팁 간격이 팁 근처 날개 주위의 압력에 미치는 영향을 보면, 팁 간격이 증가하여 누설 유동이 증가하면 흡입면과 압력면의 압력차가 전연 부근에서 감소함을 알 수 있었다. 누설 와류의 중심은 코드를 따라서 흡입면으로 부터 떨어져 나가면서 형성됨을 알 수 있었다. 누설 와류의 위치를 보면 팁 간격이 증가하면 와류 중심의 위치가 흡입면 쪽으로 이동하고, 흡입면에서 떨어진 거리도 날개 후반부에서 증가 폭이 커지는 포물선 형태로 증가함을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.1
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• pp.1-8
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• 1994

The flame speed correlation considering thermal-hydraulic phenomena under severe accidents is proposed and correction coefficients are defined. This correlation modifies the pressure dependency in Iijima-Takeno correlation and adds the steam suppression effects to it in the anticipated hydrogen and steam concentration ranges under severe accidents. The existing models of flame speed due to hydrogen combustion under severe accidents are based on the experiments which were performed merely at room temperature and atmospheric pressure. They have difficulty in predicting a accurate flame speed in a case of high temperature and pressure during severe accidents. Thus the flame structure is assumed as a prerequisite to the reliable determination of flame speed and theoretical model is developed. To examine the validity, flame speeds in various conditions calculated by this model are compared with those obtained by the calculation of the existing correlations of the codes such as improved HECTR and MAAP. Also the steam suppression ratio is quantified and the steam suppression coefficient is defined as a composition of mixture. Initial temperature and pressure dependencies are investigated and correction coefficents are determined. More experimental studies can be recommended to improve this correlation to its further works.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2011.05a
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• pp.461-461
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• 2011

강수, 수위 및 유량자료 등의 수문자료는 안정된 물 관리 계획, 홍수조절 및 공급계획, 전력공급 등을 위한 댐의 역할을 원활하게 하기위한 운영의사결정을 위한 매우 중요한 기초자료가 된다. 댐 운영을 위한 다양한 기능을 가진 모델을 가지고 있다고 하더라도 매년 변하고 있는 댐 유역의 수문현상에 대한 관측자료를 이용하여 지속적으로 모델을 보정하여 정확성을 확인하고 향상시키는 노력을 기울여야 하므로 수문자료는 댐 운영에 있어서 필수적인 요소일 수밖에 없다. 본 연구에서는 한국수력원자력(주)의 9개 댐 유역에서 기존 활용 가능한 관측소 현황 및 현장조사를 통해 운영상 목적에 맞는 최적의 수위관측망을 설계하여 제시하였다. 설계 방법으로는 댐 유입량 파악과 개략적인 도달시간 파악을 위해 주요 유입지천인 국가하천과 지류 중 지방하천이라도 유역면적이 $150\;km^2$ 이상인 경우에는 유입량 파악을 위한 수위관측소를 두도록 설계하였다. 관측소 밀도는 각 댐 유역의 수문학적 유역 특성인 유역면적, 유입하천의 지형적 특성, 하천크기 등을 고려하여 결정하였다. 설계된 수위관측소들은 현장의 수위관측 및 유량관측에 대한 적정성을 검토하여 댐 저류지 배수영향 등으로 인해 관측이 부적정할 경우 이설을 통해 적정한 위치에서 수문조사가 이루어지도록 제안하였다. 본 연구에서 제안된 한국수력원자력(주) 관할 댐 유역의 수위관측망은 자체 관할 수위관측소 뿐 아니라 자료의 공동 활용이 가능한 국토해양부 등의 관측소까지 포함하고 있다. 따라서 댐 운영 의사결정을 위한 중요한 기초자료로서의 수위 및 유량자료를 경제적이고 효율적으로 제공할 수 있을 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.3
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• pp.274-284
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• 1992

A 1/15-scale CREARE experiment, which simulates the thermal-hydraulic behavior in the reactor pressure vessel of a PWR during a hypothetical Loss Of Coolant Accident, has been analyzed using CATHARE code for the associated model assessment to represent the phenomenon. The key parameters examined in the CREARE experiment were known as ECC water injection rate. ECC water subcooling, system pressure, and steam flow rate coming out from the core bottom. The present CATHARE simulation, however, has been mainly focused on qualitative analysis of a countercurrent flow in the downcomer. The discrepancy of the simulation results with the experimental data is considered arising primarily from an inadequate numerical representation as well as an interfacial friction model. Accordingly it is suggested from the sensitivity studies that either multidimensional approach or further examination of momentum equations at a junction near a volume element in CATHARE be necessary in order to represent the phenomenon more realistically.

• Journal of Convergence for Information Technology
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• v.11 no.12
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• pp.30-38
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• 2021

In this paper, we propose a method for extracting thermal data from thermal image and improving detection of heating equipment using the data. The main goal is to read the data in bytes from the thermal image file to extract the thermal data and the real image, and to apply the composite image obtained by synthesizing the image and data to the deep learning model to improve the detection accuracy of the heating facility. Data of KHNP was used for evaluation data, and Faster-RCNN is used as a learning model to compare and evaluate deep learning detection performance according to each data group. The proposed method improved on average by 0.17 compared to the existing method in average precision evaluation.As a result, this study attempted to combine national data-based thermal image data and deep learning detection to improve effective data utilization.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.1
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• pp.19-31
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• 1994

The objective of this study is to conduct a thermal-hydraulic analysis on the spent fuel pool and to evaluate a parametric effect for the thermal-hydraulic analysis of spent fuel pool. The selected parameters are the Reynolds Number and the gap flow through the oater gap between fuel cell and fuel bundle. The simplified flow network for a path of fuel cells is used to analyze the natural circulation phenomenon. In the flow network analysis, the pressure drop for each assembly from the entrance of the fuel rack to the exit of the fuel assembly is balanced by the driving head due to the density difference between the pool fluid and the average fluid in each spent fuel assembly. The governing equations ore developed using this relation. But, since the parameters(flow rate, pressure loss coefficient, decay heat, density)are coupled each other, iteration method is used to obtain the solution. For the analysis of the YGN 3&4 spent fuel rack, 12 channels are considered and the inputs such as decay heat and pressure loss coefficient are determined conservatively. The results show the thermal-hydraulic characteristics(void fraction, density, boiling height)of the YGN 3&4 spent fuel rack. There occurs small amount of boiling in the cells. Fuel cladding temperature is lower than 343.3$^{\circ}C$. The evaluation of parametric effect indicates that flow resistances by geometric effect are very sensitive to Reynolds number in the transition region and the gap flow is negligible because of the larger flow resistance in the gap flow path than in the fuel bundle.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.556-561
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• 1995

원자력발전소 중대사고시 격납건물의 건전성을 위협할 수 있는 현상들 중의 하나인 MCCI에 대한 분석을 목적으로 MCCI 관련 실험인 SWISS 및 SURC 실험에 대하여 MELCOR 1.8.2 를 이용하여 계산을 수행하였다. 에어로졸 생성량을 제외한 MCCI 진행과정의 주요 예측대상에 대하여 실험결과와의 비교를 통하여 콘크리트 침식 진행과정 및 침식을, 노심용융물의 온도분포 및 열유속, 반응에 의해 유출되는 각종 가스 생성을, 그리고 노심용융물의 냉각에 따른 각질층 형성 등을 파악하였다. 콘크리트 침식과정 및 노심용융물의 온도 예측은 적절하며 콘크리트 분해에 따른 각종 방출가스는 열수력 조건에 따라 큰 불확실성을 보여주는 것으로 나타났다. 아울러 노심용융물의 냉각에 따른 각질층의 동적 거동해석은 MELCOR 1.8.2의 모델로서는 불가능하였다. 보다 많은 검증계산을 통하여 적절한 해석방법의 도출 및 새로운 모델 제시의 필요성이 있다고 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.627-632
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• 1997

FLECHT-SEASET 실험을 이용하여 냉각재상실사고시 Reflood에 대한 TRAC-PF1 전산코드의 예측 능력을 평가하였다. FLECHT-SEASET 실험 장치는 3.657m(12 ft) 높이 161개 전열 봉으로 이루어 져 있으며, 다양한 재관수율, 계통압력, 초기 피복재온도, 재관수온도 노심내 반경방향 출력분포 둥의 조건에 따라 수행된 실험이다. TRAC-PF1은 비균질 비평형 이상유동 열수력(Nonhomogeneous Non-equilibrium Two-Fluid Hydrodynamic)모델을 사용하고 원자로 압력용기는 3차원으로 모델할 수 있는 최적전산코드로서, 이 평가 계산에는 HP Version이 사용되었다. 본 연구에서는 재관수율 변화에 따라 달라지는 연료봉 최대 피복재온도와 Quench 시간에 대한 TRAC-PF1 전산코드의 예측 능력을 중점적으로 평가하였다. 계산 결과 TRAC-PF1은 최대 피복재온도는 약 20-100$^{\circ}$K 낮게, Quench 시간은 실험치와 비교하여 약 40-150초 정도 늦게 예측하는 것으로 나타났는데, 재관수율이 낮을수록 최대피복재 온도는 낮게, Quench 시간은 늦게 예측하는 경향을 보이고 있다. 또한 재관수율이 3 in/sec 이상에서 노심 상부가 일찍 Quenching 되는 것으로 계산되는데, 이는 노심상부 열전달 Regime의 부적절한 계산이 원인으로 보인다.