• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2008.10b
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• pp.540-541
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• 2008

원자력 발전소 격납구조(containment) 내에 설치되는 센서, 구동기(actuator) 및 설비는 원전의 안전운전과 함께 방사능 누출사고와 같은 중대사고(severe accident)를 예방하기 위한 것이다. 격납구조 내부는 Category I 등급으로 분류되며, 격납구조 내부에 설치되는 센서, 구동기, 기기 및 통신망은 IEEE Std. 323-1974에서 정의하는 극한환경(harsh environment) 요건에서 생존할 수 있는 내환경성이 요구된다. 이러한 엄격한 내환경성 요건으로 인해 일반 산업의 IT 기반 센서통신망이 원전 격납건물 내부에는 적용되지 않고 있다. 최근에 이르러 독일을 중심으로 신규로 건설 중이거나 계획 중인 원전에서는 일반 산업의 IT 기반 센서 통신망 적용이 검토되고 있다. 본 논문에서는 IT 기반의 첨단 센서 통신망 기술을 격납구조내부와 같은 극한 환경에 적용하기 위한 방안을 제시하고자 한다. 정상운전중의 원전 격납 건물 내부의 환경(온도, 감마선, 습도) 특성과 중대 사고를 가정한 DBA (설계 기준사고) 요건에서의 환경 특성을 조사하였다. 또한 설계기준사고에서 정의한 감마선 조사 환경에서 통신 시스템의 생존성을 실험하였다. 이를 토대로 격납구조내부의 원전 극한 환경 통신망의 개선방안을 제시하고자 한다.

• The Journal of the Korea institute of electronic communication sciences
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• v.11 no.1
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• pp.1-8
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• 2016

The Nuclear Power Plants(: NPP) are being protected as national infrastructure, and instrumentation and control(: I&C) systems are one of the principle facilities of the NPP, which perform the protection, control, and monitoring function. The I&C systems are being evolved into digitalization based on computer and network technology from analog system. In addition, the I&C systems are mostly employ the specialized logic controllers which are dedicated for the NPP, but the usage of generalized IT resources are steadily increased. The cyber security issues for the NPP are being emerged due to cyber incidents by Stuxnet and various accidents in the NPP. In this paper, hybrid access control model is proposed which are applicable to I&C system by analyzing the access control requirements specified in regulatory guides. The safety of in-service and under construction of NPP are effectively increased by applying proposed hybrid model.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2015.07a
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• pp.689-690
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• 2015

국내 최초 원전인 고리1호기는 지난 2007년 30년의 운전수명을 마친 뒤 정부의 안전점검을 거쳐 10년간 연장운전에 들어갔다. 이 과정에서 원전의 비상 전원 계통 신뢰성 확보를 위해 설계수명을 초과한 35년 된 노후 비상디젤발전기(Emergency Diesel Generator, 이하 EDG)를 지난 2013년 4월부터 9월까지 약 6개월에 걸쳐 교체하게 되었으며, 국내 원전 EDG 총 42대 중 18대가 20년 넘게 운영되고 있고, 2025년까지 고리 1호기를 후속으로 월성1호기, 고리2호기, 고리3호기, 고리4호기, 한빛1호기 순으로 40년 승인된 운전 인허가 기간이 만료된다.[1]. 본 연구에서, Class 1E EDG 교체 시 신규 EDG 설계기준, 용량결정, 해석 및 평가에 대한 기술적 방법들을 고리1호기의 사례를 통해 고찰하였다.

• Proceedings of the Korea Institute of Fire Science and Engineering Conference
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• 2012.04a
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• pp.151-154
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• 2012

기존 국내원전의 화재 PSA는 EPRI가 개발한 방법론을 이용하여 화재 PSA를 수행하여 오고 있다. 미국 NRC는 EPRI와의 공동연구를 통하여 새로운 화재 PSA 방법론(NUREG/CR-6850)을 개발하였고, NFPA-805 코드를 적용하는 미국 원자력발전소들에 대해서 이 방법론을 적용한 PSA를 수행하는 것을 권고하고 있다. 본 논문에서는 국내원전에 신규 PSA 방법론 적용시 논의되어야 할 사항들 중 지진화재 연계성(또는 지진-화재 상호작용)평가 방법론에 대한 제안 및 고려사항을 기존 해외 사례를 참고하여 기술하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.305-310
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• 1997

국내에 신규로 건설되는 원자력발전소(이하 원전)는 부분강 제어봉을 설치하여 축방향의 출력 분포 제어에 별다른 어려움 없이 운전을 하고 있으나, 일부 가압 경수로형 원전의 경우는 부분강 제어봉이 설치되어 있지 않아 원자로 출력 변동시 출력분포 제어에 어려움이 많다. 기존 원전 경우의 제어봉 운전 방식은 원자로 출력의 균일한 제어를 위해 각 제어봉 뱅크를 순서적으로 운전하고 있으며, 각 뱅크간에는 일정한 수(일반적으로 113 Step) 만큼 중첩하여 운전하고 있다. 출력운전중에는 모든 제어봉을 인출하여 균일한 출력분포를 유지하며 축방향의 출력분포 제어를 위해 제어봉을 조절한다. 출력을 변동하면 제어봉이 원자로내에 삽입하게 되는 데, 먼저 D Bank가 삽입되며 D Bank가 113 Step에 도달하면 C Bank가 삽입되기 시작하는 데, D 130에서부터 C Bank가 삽입되어 제어값을 갖는 D 100 Step 까지는 축방향 출력 제어가 되지 않아 출력 편차가 제한값을 벗어나 출력을 급격히 감소해야 하는 등의 어려움이 있다. 본 연구는 제어봉의 중첩을 조절하여 C Bank를 조기에 노심에 삽입시의 영향을 분석하기 위하여 제어봉값이 출력에 미치는 영향을 예측하고, 제어봉 중첩수를 변경시에 노심에 미치게 될 안전성을 검토하였으며, 그 결과 중첩수를 조절할 경우 축방향 출력 분포를 초기부터 양호하게 제어할 것으로 예측된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.201-206
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• 1996

원자력 발전소의 해체는 방대한 방사성폐기물을 일시적으로 발생시킬 뿐만 아니라 원전 건설비용의 10% 에 해당하는 많은 비용이 소요된다. 또한 해체 부지의 재활용 여부는 원전 신규부지의 확보에도 큰 영향을 준다. 대규모 원자력 추진국으로써, 원자력 발전소의 폐로조치 방안들을 체계적으로 검토하여 국내 폐로조치 방안 및 대책을 종합적으로 수립해야할 시점이 되었다. 따라서 본 연구에서는 고리 1호기를 대상으로 하여 DECON, SAFSTOR-1, SAFSTOR-2 (10년), SAFSTOR-2 (30년), SAFSTOR-2 (51.38년), ENTOMB-1, ENTOMB-2 및 ENTOMB-3등의 폐로방안을 설정하고, 미국에서 원전 폐로비용 평가에 사용 실적이 있는 전산 프로그램을 이용하여 각각의 폐로조치 방안별로 소요비용을 분석하였다. 또한 각 폐로조치 방안의 경제성 비교를 위해서 각각의 폐로조치 방안에 대해 할인된 비용의 결과를 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.591-602
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• 1995

가압경수로에서는 장기적인 반응도 조절을 위하여 B-10과 B-11을 함유한 천연붕산을 사용한다. 천연붕산의 사용으로 원자로냉각재의 붕소농도가 높기 때문에 pH를 적정한 범위로 유지하기 위하여 많은 양의 수산화리튬이 주입된다. 이로 인한 높은 리튬 농도는 증기발생기 재질의 응력부식균열과 핵연료피복재의 산화를 촉진시키는 등의 부작용을 초래할 수 있다고 보고되었다. 따라서 본 고에서는 천연붕산을 B-10 함량이 높은 농축붕산으로 대체하는 경우에 대한 기술적, 경제적 영향을 조사하고 검토하였다. 조사 결과, 농축붕산은 원전의 일차계통 수질화학, 부식생성물의 방사화에 의한 선량율, 보조계통 설계, 액체폐기물 발생량관점에서 여러가지 이점이 있을 수 있으며, 노심설계, 안전해석, 발전소 인허가 등의 관점에서는 문제가 없다고 밝혀졌다. 현재 천연붕산으로 운전중인 원전에서는 농축붕산의 경제성이 발전소의 주어진 제반여건에 의존하고, 농축붕산의 가격에 따라 크게 차이가 있는 것으로 보고되었다. 국내에 신규 원전이 계속적으로 건설되고 있는 현실에 비추어 볼 때, 발전소의 경제성과 안전성을 향상시키기 위하여 농축붕산 사용에 대한 타당성을 좀 더 면밀히 분석 할 필요가 있다고 판단된다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2005.11a
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• pp.321-331
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• 2005

Recently. three-dimensional models have been used for aquatic dispersion of radioactive effluents in relation to nuclear power plant siting based on the Notice No. 2003-12 'Guideline for investigating and assessing hydrological and aquatic characteristics of nuclear facility site' of the Ministry of Science and Technology (MOST) in Korea. Several nuclear power plants have been under construction or planed. which are Shin-Korl Unit 1 and 2, Shin-Wolsong Unit 1 and 2, and Shln-Ulchin Unit 1 and 2. For assessing the aquatic dispersion of radionuclides released from the above nuclear power plants, it is necessary to know the coastal currents around sites which are affected by circulation of East Sea. In this study, a three dimensional hydrodynamic model for the circulation of the East Sea of Korea has been developed as the first Phase, which Is based on the RIAMOM. The model uses the primitive equation with hydrostatic approximation, and uses Arakawa-B grid system horizontally and Z-coordinate vertically. Model domain is $126.5^{\circ}E\;to\;142.5^{\circ}E$ of east longitude and $33^{\circ}N\;and\;52^{\circ}N$ of the north latitude. The space of the horizontal grid was $1/12^{\circ}$ to longitude and latitude direction and vortical level was divided to 20. This model uses Generalized Arakawa Scheme. Slant Advection, and Mode-Splitting Method. The input data were from JODC, KNFRDI, and ECMWF. The model ing results are in fairly good agreement with schematic patterns of the surface circulation in the East Sea The local current model and aquatic dispersion model of the coastal region will be developed as the second phase. The oceanic dispersion experiments will be also tarried out by using ARGO Drifter around a nuclear pelter plant site.

• Environmental and Resource Economics Review
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• v.27 no.2
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• pp.261-286
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• 2018

This paper evaluated the economic feasibility of the life extension of Kori unit 1 and Wolsong unit 1 according to the types of the nuclear power plants (NPPs) and the life extension period comparing to the levelized costs of energy (LCOE) of the new NPPs, coal-fired plants (CFPs), and combined cycle gas turbine (CCGTs) which proposed in the $7^{th}$ Basic Plan for Electricity Supply and Demand. The economic feasibility of the life extension of NPPs using LCOE method is affected by the types of NPPs, lifetime extension periods, discount rate, and capacity factor. According to the analysis results, the pressurized light water reactor (PWR) is more economical than the pressurized heavy water reactor (PHWR). Comparing the economical efficiency between the life extension of NPPs and other alternatives, the operation of the PWR for 20 years is more economical than the one of new NPPs and CFPs. However, 20 years of life extension of PHWR is more economical than the CCGTs, but less economical than new NPPs and CFPs. In summary, the 20 years of life extension of the NPPs seems to be more, especially for the PWR, which is more cost effective than other generation alternatives. Therefore, the government policy of the life extension of NPPs need to be a selective approach that simultaneously considers both safety and economics rather than closing all NPPs.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2006.07d
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• pp.1761-1762
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• 2006

지금까지 원전 계측제어계통은 안전을 위한 보수적인 설계기준을 적용하여 아날로그 기기를 사용하여 설계되었다. 그러나 최근에는 아날로그 기기의 생산 중단으로 기기 및 장비의 예비품 조달에 어려움을 겪게 되었고, 점차 복잡하면서도 편리한 기능에 대한 사용자 요구로 인해 디지털 기기의 사용이 확대되고 있는 추세이다. 프로그램 가능한 논리제어기 (Programmable Logic Controller:PLC)는 기존의 산업체에서 널리 사용되고 있지만, 높은 수준의 안전성 기준 때문에 일부 극소수의 PLC만이 원자력에 적용되고 있는 실정이다. 최근 국내에서도 원전 안전등급의 보호, 제어 및 감시계통에 디지털 기기의 적용을 위해 많은 노력을 하고 있다. 원전 계측제어계통의 디지털화는 부품 단종 및 설비 노후화 문제 등을 해결할 수 있는 장점이 있는 반면에 디지털화로 인한 새로운 안전 현안이 제기될 수 있다. PLC를 기반으로 하는 원전 계측제어계통은 안전등급의 보호, 제어 및 감시 기능을 수행하게 되므로, 고신뢰도 소프트웨어 적용등의 안전계통 개발에서 요구하는 요건을 만족해야 한다. 따라서 상용 또는 신규 개발되는 PLC를 사용하여 발전소보호계통을 구현할 경우에 적용 가능한 기술기준 및 계통요건이 필요하다. 본 논문에서는 발전소보호계통에 적용하기 위한 PLC 평가 항목을 개발하고, 각 부분별 평가 항목에 대해 소개한다.