본 논문에서는 저전력, 저복잡도 시스템 구현이 가능한 noncoherent IR-UWB (Impulse-radio-based Ultra Wideband: IR-UWB) 무선 통신 시스템을 위한 신호처리부 기술을 제안한다. 제안된 시스템은 OOK(On Off Keying) 변복조 기법을 사용하며, 에너지 검출 기반으로 임펄스 신호를 복원하는 Noncoherent 방식을 사용한다. 특히, 극초단의 펄스 신호를 디지털 신호로 변환하기 위하여 상대적으로 낮은 기준 클럭을 이용하여 나노초 펄스를 검출해 내는 새로운 고속 디지털 샘플러 기술을 제안한다 또한, 데이터 프레임 송수신을 위하여 Turyn 코드를 사용하였으며, 에러 정정을 위하여 길쌈코드를 사용하였고, 수신부에서는 비터비 디코더를 사용하였다 제안된 Noncoherent IR-UWB 시스템의 신호처리부 검증을 위하여, 근거리 고음질의 MP3 데이터 전송 시스템을 설계하였다. 제안된 신호처리부 기술은 FPGA 레벨에서 실제 구현하였으며 각각의 기능 동작을 검증하였다.
한국원자력 1호기(KNU-1)의 설계 및 운전자료를 이용하여 가압경수로 운전변수들의 변화에 대한 DNBR의 민감도를 분석하였다. 본 민감도 분석에는 원자로 출력, 압력, 냉각수 주입유량, 냉각수 주입온도, 반경방향 및 축방향 출력분포 그리고 축방향 출력편차 등의 운전변수가 고려되었다. 민감도 분석을 위하여는 노심의 열수력 해석용 전산코드인 COBRA-IV-K를 사용하였는데 본 코드는 COBRA-IV-i의 수정판으로써 한국에너지연구소에서 일부 프로그램을 수정하였고 또한 신뢰도도 확인하였다. 민감도 분석을 수행하기 전에 KNU-1 원자로심의 설계 및 운전조건을 근거로 하여 기초 계산을 수행하고 이 결과를 본 민감도 분석의 기본자료로 삼았다. 민감도 분석결과 원자로의 DNBR 열설계에 있어서 가장 민감한 운전변수는 냉각수 주입온도이고 가장 둔감한 변수는 축방향 출력분포라는 것이 밝혀졌다.
컴퓨터 시스템 분야의 대표적인 문제 중 하나는 메모리의 처리 속도가 CPU의 처리 속도보다 매우 느리기 때문에 생기는 CPU 휴면 시간의 증가, 즉 메모리 장벽 문제이다. CPU와 메모리의 속도 차이를 줄이기 위해서는 레지스터, 캐시 메모리, 메인 메모리, 디스크로 대표되는 메모리 계층을 이용하여 자주 쓰이는 데이터를 메모리 계층 상위, 즉 CPU 가까이 위치시켜야 한다. 본 논문에서는 On-Chip SRAM을 이용한 임베디드 시스템 메모리 계층 최적화 기법을 리눅스 기반 시스템에서 최초로 제안한다. 본 기법은 시스템의 가상 메모리를 이용하여 프로그래머가 원하는 코드나 데이터를 On-Chip SRAM에 적재한다. 제안된 기법의 실험 결과 총 9개의 어플리케이션에 대하여 최대 35%, 평균 14%의 시스템 성능 향상과 최대 40% 평균 15%의 에너지 소비 감소를 보였다.
무선 센서 네트워크에서 독립된 센서 노드는 보안 위험에 노출되어 있다. 공격자는 센서 노드를 물리적으로 포획할 수 있고 보안 정보를 얻을 수 있다. 또한 공격자는 포획한 노드를 통해 네트워크에 허위 보고서를 주입할 수 있다. 만약 이러한 허위보고서가 검출되지 않는 다면 허위 보고서는 기지 노드까지 전달될 것이다. 이러한 허위보고서 주입공격은 잘못된 경보를 울릴뿐만 아니라 제한된 배터리로 동작하는 센서 노드의 에너지를 낭비하게 만든다. 이러한 허위 보고서 주입 공격에 대응하기 위해서 제안된 기법 중 통계적 여과기법은 허위보고서를 전달 과정 중에 검출하고 제거하기 위한 기법이다. 통계적 여과 기법에서 메시지 인증 코드의 수(보안 경계값)는 허위 보고서 검출과 에너지 절약에 있어서 매우 중요하다. 본 논문에서는 무선센서 네트워크에서 통계적 여과 기법의 에너지 효율 향상을 위한 퍼지논리를 적용한 동적 경계값 결정 기법을 제안한다. 제안기법은 허위 보고서 비율과 훼손된 파티션의 수, 노드의 잔여 에너지 수준을 고려하여 경계값을 결정한다. 만약 허위 보고서의 비율이 낮다면, 시스템은 네트워크의 경계값을 낮게 설정할 것이고 그렇게 하여 에너지 소모를 최소화 한다. 반대로 허위 보고서의 비율이 높다면, 경계값 역시 높게 설정하여 네트워크에 충분한 보안 수준을 제공한다.
피동원자로건물냉각계통(Passive Containment Cooling System; PCCS)은 전원 공급 없이도 원자로건물 내부의 열을 제거하여 그 건전성을 유지시키기 위한 안전설비이다. 본 연구에서는 현재 연구중인 PCCS를 1400 MWe 가압경수형 원전(APR1400)에 설치하는 경우 PCCS 성능을 분석하였다. 분석도구로 계통열수력분석코드 MARS-KS1.3을 사용하였다. PCCS의 성능분석을 위해 APR 1400 표준안전성분석 보고서를 참고하여 원자로건물 내부의 최대압력을 유발하는 사고 시나리오인 저온관 양단 파단사고를 모의하였다. 이 계산에서는 PCCS, 원자로냉각계통 및 원자로건물의 열수력을 동시에 모의하였다. 계산결과를 통해 기존의 원자로건물 살수계통을 대체하여 PCCS가 원자로건물의 건전성을 유지시킬 수 있음을 확인하였다. 또한 PCCS의 성능에 영향을 줄 수 있는 여러 인자를 변경해가며 민감도 분석을 수행하였고 PCCS의 문제점도 확인하였다.
복합화력발전 플랜트는 천연가스와 같은 연료로 가스 터빈을 작동시킨 후 잔류 열로 증기를 생산하는 사이클을 가지고 있다. 연료가스는 압축기 및 열교환기를 통해 4~5 MPa, $200^{\circ}C$ 수준의 상태로 가스터빈에 공급된다. 본 연구에서는 가스 연료공급 배관계통의 안전 운영 및 건전성 확보를 위해 배관 시스템 응력을 고려한 위험도 평가 기법 연구를 수행하였다. 위험도 평가 기법으로 잘 알려진 API 580/581 RBI 코드에서는 위험도에 배관 응력의 영향을 반영이 제한적이다. 따라서 배관 해석을 이용하여 배관의 시스템적 응력을 위험도의 파손확률로써 인자화하는 접근법을 제시하였다. 해석은 가상 발전 플랜트의 가스연료 공급 배관의 설계 데이터에 근거하여 배관 시스템 응력 해석을 수행하였다. API 코드에 의해서 평가된 파손확률 등급과 배관해석을 이용한 응력비 평가 결과를 비교하였다.
국내 원자력발전소의 주기길이는 전력회사의 전력수급계획에 따라 결정된다. 주기길이는 노심에 장전할 신연료 다발수와 핵연료 농축도를 조정하여 결정할 수 있다. 전력회사에서는 특정 주기길이를 만족시키기 위한 방법으로 신연료 다발수를 정한 후 핵연료 농축도를 결정하는 방법을 적용하고 있다. 그러나 이 방법의 경우 같은 주기길이를 갖는 다른 신연료 다발수와 핵연료 농축도의 조합들 보다 핵연료 주기비 측면에서 가장 경제적인지 판단할 수가 없다. 따라서 본 분석에서는 상용 노심설계 코드인 CASMO/MASTER 코드를 사용하여 OPR1000(Optimized Power Reactor 1000) 발전소를 대상으로 신연료 다발수와 핵연료 농축도 조합에 대한 노심 연소계산을 수행하여 동일한 주기길이를 갖는 최적의 신연료 다발수와 핵연료 농축도 조합은 무엇인지 분석하였다. 천이노심계산에서 발생할 수 있는 불확실도를 최소화하기 위해 노심 특성인자들이 변하지 않는 평형노심(equilibrium cycle)까지 계산을 수행하여 이때의 계산결과를 핵연료 주기비 계산에 사용하였다. 또한 평준화 핵연료 주기비(levelized fuel cycle cost) 계산에 있어 중요한 인자인 할인율(discount rate)에 대해서 국내뿐만 아니라 다른 나라의 실정에도 적용 가능하도록 민감도 분석을 수행하였다. 평준화 핵연료 주기비(levelized fuel cycle cost) 평가 결과 할인율(discount rate)이 낮은 경우 신연료 다발수는 줄이고 대신 핵연료 농축도를 높이는 조합을 통해 특정 주기길이를 만족시키는 방법이 경제적인 것으로 나타났다. 반면 할인율(discount rate)이 높은 경우는 핵연료 농축도는 낮추고 신연료 다발수를 늘리는 조합을 통해 특정 주기길이를 만족시키는 방법이 경제적인 것으로 나타났다.
한국원자력연구원에서 제안한 혼합형 안전주입탱크 (Hybrid SIT)는 APR+ 원자로에 적용하기 위해 개발된 피동안전주입시스템이다. 본 연구는 대표적인 고압사고인 발전소정전사고 시 Hybrid SIT의 냉각성능을 평가하기 위해 열수력 안전해석 코드인 MARS-KS 코드를 이용한 예비해석에 대한 것이다. PAFS 구동이 정지되면, 열제거량이 감소하게 되어 가압기와 증기발생기의 압력이 상승하기 시작하며, 가압기의 압력이 안전감압계통(Pilot Operated Safety and Relief Valve) 개방 설정치인 17.03 MPa에 도달하면, 그와 동시에 Hybrid SIT의 증기격리밸브가 열림으로서 가압기 상단의 증기가 Hybrid SIT로 주입되게 된다. 주입된 증기에 의해 압력평형이 빠른시간 안에 이루어졌으며, 주입배관을 통해 냉각수가 주입 되었다. 발전소정전사고시 PAFS와 같은 열제거수단이 상실됨에도 혼합형 Hybrid SIT가 주입되는 시간동안은 노심의 수위가 유지됨을 확인할 수 있었고, 수위가 유지됨에 따라 노심 출구 온도(CET)의 상승을 방지함을 확인하였다.
영구정지 후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체 과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생할 것으로 예상되고 있다. 이 중 가장 많은 발생량을 차지할 것으로 예상되는 콘크리트 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 처분 현황 및 법적 제한사항등을 분석하여 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 콘크리트 방사성폐기물은 다양한 준위의 폐기물들이며, 이 중 규제해제 준위에 해당되어 자체처분이 가능한 폐기물은 바이오실드 콘크리트이다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분이 가능한 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD 코드 프로그램을 이용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인별 피폭선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과 값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었다. 이러한 자체처분 안전성 평가 결과를 바탕으로 규제해제 대상으로서 자체처분 가능한 바이오실드 콘크리트 폐기물에 대한 적절한 처분방법을 제시하였다.
SMART 연구로의 노외계측기 설계를 위하여 고온 전출력 조건과 중성자 계수율이 최소가 되는 조건에 대해서 중성자속 분포 평가를 수행하였다. 고온 전출력 조건에서 IST 영역의 에너지 구간별 중성자속 분포 계산은 DORT와 MCNP코드를 이용하였으며, 계산 결과 IST 내의 첫 번째 물 영역에서 최대의 열중성자속을 보였고 두 코드 결과는 대략 10% 이내에서 일치하는 것으로 나타났다. 그리고 중성자 계수율이 최소가 되는 조건에서 노외계측기 설치 영역에서의 중성자속을 계산한 결과, 선원의 세기가 $1.0{\times}10^8(n/sec)$이라고 가정한 경우 최대 열중성자속의 크기는 $6.99{\times}10^{-2}(n/cm^2-sec)$로 전체 중성자속의 80% 이상을 차지하는 것으로 나타났는데 이는 IST 철 구조물을 통과한 속중성자가 감속능이 큰 물 영역에서 에너지를 잃고 열중성자로 변하였기 때문이다. 그러므로 노외계측기 설계시 계측기를 둘러싸는 계측기 안내관 충전물질, 설치위치 그리고 각 계측기 Segment들의 길이 등을 최적화하여 중성자 계수율을 증가시키는 방안을 모색할 필요가 있겠으며, 이러한 중성자속 평가 결과는 노외계측기가 IST 영역에 설치될 경우 노외계측기 선속 요건으로 이용될 수 있다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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