• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.16 no.10
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• pp.6949-6958
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• 2015

Radio based train control system performs train safe interval control by receiving in realtime the position information of trains driving in the control area of the wayside system and providing onboard system in each train with updated movement authority. The performance of the train control system is evaluated to calculate the minimum operation headway, which reflects the operation characteristics and the characteristics of the train as well as the interval control performance of the train control system. In this paper, we propose the operation headway calculation for radio based train control system and a new train interval control algorithm to improve the operation headway. The proposed headway calculation defines line headway and station headway by the estimation the safety margin distance reflecting the performance of the train control system. Furthermore the proposed Enhanced Train Interval Control(ETIC) algorithm defines a new movement authority including both distance and speed, and improves the train operation headway by using braking distance occurring inevitably in the preceding train. The proposed operation headway calculation is simulated with Korean Radio-based Train Control System(KRTCS) and the simulated result is compared to improved train interval control algorithm. According to the simulated results, the proposed operation headway calculation can be used as performance indicator for radio based train control system, and the improved train control algorithm can improve the line and station headway of the conventional radio based train control system.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.48-54
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• 1995

피동 및 고유안전 개념을 중점적으로 적용하고 운전유연성을 극대화하는 설계특성을 갖는 신형 원자로 노심개념 설정연구를 수행하였다. 노심의 출력은 피동안전개념 등과 같은 신기술의 적용이 용이하도록 600MWe급의 중·소형으로 설정하였다. 신형원자로는 무붕산 저출력밀도 노심개념을 채택하여 원자로 계통의 단순화와 낮은 선출력밀도로 원자로의 안전여유도가 제고될 수 있는 것으로 판단된다. 또한 모든 운전영역에서 음의 감속재 반응도계수가 보장되고 사각형 격자에 비해서 더 큰 값을 나타내므로 원자로의 고유안전성과 향상된 운전성능을 보장할 수 있다. 육각형 집합체내의 핵연료봉 직경 및 봉간거리에 대해 열수력적 관점에서 최적화 계산을 수행한 결과, 참조 모형으로 선정한 핵연료 집합체는 와이어랩 지지격자를 사용할 경우 열수력적으로 최적 설계치에 가까운 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.430-436
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• 1997

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상 저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하여 실험을 통해 이론과 비교하고 Valve의 특성곡선을 개발한다.

• Proceedings of the ESK Conference
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• 1995.10a
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• pp.27-36
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• 1995

원자력발전소와 같은 공정제어(process control) 체계에서 운전원의 수행도는 인터페이스에서 인간과 기계간에 이루어지는 상호작용의 신뢰도를 결정할 뿐만 아니라, 전 체 체계의 효용을 좌우하는 중요한 문제로 대두되고 있다. 이러한 체계의 설계에서는 감시제어(supervisory control) 기능의 설계요건 설정과 평가과정에서 체계의 주도자인 인간의 특성을 반영하여 직무수행의 신뢰도를 확보하는데 많은 노력을 기울고 있다. 본 연구에서는 인간-기계 체 계의 설계과정에서 운전원의 직무수행도를 보장하도록 직무요건(task requirements)을 도출 할 수 있는 방법론을 제시하고자 하였다. 직무요건을 파악하는 과정을 일반적으로 직무분석(task analysis)이라고 하는데, 적합한 직무분석 기법의 확보가 중요시된다. 본 연구에서는 우선, 기존의 직무분석 기법들을 조사하여 대표적인 기법들과 주요 기술 동향을 검토하였으며, 직무의 인지적인 측면 파악을 중심으로한 새로운 기법의 방향을 설정하였다. 설정된 방향에 따라 인지적인 측면의 분석을 강화하고 원자력발전소 운전원의 직무분석에 적합한 인지적 직무분석 기법의 기본체계 (basic framework)를 제안하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.804.1-805
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• 2011

1980년대 건설된 국내 원자력발전소는 30년 정도의 운전 년수를 기록하고 있다. 가동연한의 증가에 따라 원자력발전소에 설치되어 있는 전력케이블은 열화진단 및 유지보수의 필요성이 증대되고 있다. 주기적 안전성 평가(Periodic Safety Review) 및 계속운전과 관련하여서도 고압케이블의 관리방안이 지속적으로 요구되고 있다. 본 논문에서는 원자력발전소에 설치되어 있는 13.8kV 고압케이블의 건전성을 확인하기 위하여 국내 최초 원자력발전소 운전 중 부분방전 진단을 수행하였다. 특히 측정장비별 특성 및 신뢰성을 제고하기위하여 Techimp사의 PD-Base I 장비와 OMICRON사 MPD600 장비 두가지를 가지고 케이블 부분방전(Partial Discharge; PD)열화진단을 수행 하였고 결과를 비교하였다.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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• v.19 no.3
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• pp.33-41
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• 1995

본 연구는 터보 과급기 부착 디젤 기관의 급가속 운전시 기관과 과급기의 과도 응답 성능을 규명하고 이를 개선하기 위한 실험을 수행하였다. 과도 응답 성능 구명은 일정한 회전 속도로 정상 운전중인 기관의 연료 펌프 랙을 10%에서 40%까지 일정 시간동안 급가속하였을 경우에 대하여 수행하였으며, 이때의 과급기 응답 지연 현상을 개선하기 위한 실험은 급가속과 동시에 압축기 출구의 흡기메니폴드 내에 일정한 압력의 공기를 추가 분사하는 방법을 이용하였다. 그리고 공기 분사 압력, 공기분사 기간, 가속률, 가속 시간 등이 압축기 출구의 압력과 온도, 터빈 입구의 압력과 온도, 실린더 압력, 기관과 과급기 회전 속도 등의 응답 성능에 미치는 영향을 가속전 정상 상태의 기관 회전 속도와 적용부하의 변화에 따라 시간의 함수로 나타내었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.469-474
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• 1995

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통내의 강제순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연대류에 의한 잔열제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열제거기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우 기동운전이나 출력변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock의 경계가 불안정하고 제어가 용이치 않으므로 Pool의 저온, 고농축 보론수가 Density Lock을 통하여 노심으로 유입될 수 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계개념을 만족시키며, 피동적으로 강제순환으로부터 자연순환으로의 경로를 열어줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 모델밸브의 주요변수와 제원을 결정하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.495-499
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• 1995

울진 1,2호기 RSTR 수행 시 울진 1,2호기 기존의 $\Delta$I Band를 해석하기 위해 RAOC방법을 적용 사고 해석을 수행하였다. 먼저 Xenon reconstruction model을 사용 축 방향 Xenon 분포를 생산한 다음, 정상 운전 상태와Condition ll상태에서 생산된 xenon 분포에 의한 축 방향 출력 분포를 사용 $F_{Q}$와 DNBR을 계산, Design Limit와 비교 만족하는 새로운 $\Delta$I band를 결정하였다. 새로운 band는 기존의 Design Limit의 변화를 주지 않으면서 울진 발전소 기존의 $\Delta$I band를 포함하면서 운전상의 유연성 창상을 기하게 되었다.$\Delta$I band를 포함하면서 운전상의 유연성 창상을 기하게 되었다.다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.179-185
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• 1996

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydrauric Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.893-898
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• 1998

원자력발전소의 확률론적안전성평가(PSA)의 일부로 수행되어 왔던 인간신뢰도분석(HRA)방법은 최근 여러가지 결함이 지적되어 왔고 이를 보완하는 노력들이 계속되어 왔다 본 연구에서는 기존 HRA 방법의 취약점을 해결할 수 있는 인간오류분석 방법 개발을 목표로, 현재까지 개발되어온 인간오류분석 방법들을 검토하고, 원전 운전원 직무의 분석에 적절하다고 판단되는 HRMS, CREAM, PHECA 등 세가지 방법을 선정하여 사고관리 운전원 직무중 '원자로공동중수' 직무에 적용하는 사례연구를 수행하였다 사례연구 결과, PHECA는 원자력발전소 운전원 직무의 오류분석으로는 부적합한 것으로 평가되었고, HRMS나 CREAM은 사고관리 인지오류분석에 기본적인 적합성은 있는 것으로 평가되었다. 각 방법에 대한 장, 단점과 개선점을 제시하였다.