• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2000.07d
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• pp.2538-2539
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• 2000

송배전 system에서 모선관리 및 운용에 있어 초고압 차단기는 매우 중요한 역할을 담당하고 있다. 선로의 운전상태와 차단기의 투입 상황 인식 및 확인은 필수요건이다. 이러한 차단기의 운전상태를 전자적인 신호성분을 검지하여 비접촉식 개폐 확인 unit가 필수적으로 대두되고 있다. 이 unit는 고신뢰성, 고안정성을 요구하며 정확한 표시가 필요하다. 송배전의 모든 System에 적용 가능하며 적용시 선로와 차단기의 운전 및 보수에 절대적인 안정성을 제공한다.

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• s.300
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• pp.72-77
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• 2001

분산형전원은 대개의 경우 단독으로 운전되는 것이 아니라 계통과 연계되어 수요전력과 발전전력의 과부족 조정을 위해 사용된다. 현재 일본의 배전계통은 수용가에 대하여 1방향의 조류를 전제로 구성되어 있기 때문에 계통과 연계하는 경우 분산전원측이 계통에 악영향을 미치지 않도록, 역으로 계통측의 사고 등에 의해서 분산형전원과 부하에 악영향을 미치지 않도록 특별한 배려가 필요하게 된다. ''系統運系技術要件가이드라인''은 이 때문에 기술요건을 저압선에서 특별고압선까지 연계되는 계통별로 제시하고 있으며 특히 보호장치에 대하여 규정하고 있다. 계통연계기술요건가이드라인은, 분산형전원을 도입하기 쉽고 사회적 요청과 기술혁신에 맞도록 개정되어 왔으며, 최근 증가된 반도체식 역변환장치를 통하여 분산형전원도 도입하기 쉽도록 개정되어 온 것이다. 다른 한편으로는 계통사고나 순시 전압강하로부터 분산형전원과 부하를 보호한다든지 또한 더욱 적극적으로 분산형전원을 순간전압강하대책으로 활용하기 위하여 계통과의 연계를 고속으로 분리하는 고속해열장치가 많이 사용되게 되었다. 기계식고속차단기와 고속릴레이의 조합으로 중요부하의 순간전압강하를 1사이클 이하로 할 수 있다. 분산형전원을 더욱 활용하여 큰 역조류도 가능하게 하기 위해서는 현재의 배전보호시스템으로는 한계가 있어, 집중감시제어방식을 사용한 새로운 배전보호시스템에 대한 연구가 시작되고 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.550-555
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• 1996

기존 발전소의 재장전수탱크는 격납용기 외부에 설치되어 있으며, 압력/차압 계측기를 이용하여 재장전 수탱크 수위를 측정하고 있다. 한편, 개량형 경수로기 경우에는 재장전수탱크를 격납용기 하부에 설치하도록 되어 있으므로 격납용기 벽이나 수집체적조 및 원자로 공동과 인접하게 되어 수위감시를 위한 압력/차압 계측기를 격납용기내에 설치하는 것은 매우 어려울 것으로 판단된다. 따라서, 본 논문에서는 격납용기내 재장전수탱크, 수집체적조 및 원자로 공동 수위계측기에 적용되는 미국 원자력규제위원회 및 전력연구소의 설계기준, 환경 및 기기생존 요건들을 검토한 후, 이에 따라 이 계측기들이 유지해야 할 설계 기능요건을 평가하고, 수위계측기의 형태 선정에 필요한 설계고려사항들을 파악하여 개량형 원자로의 해당 수위계측기의 선정 및 설계와 관련된 개념들을 설명하였다. 검토결과, 격납용기내 재장전수탱크 수위지시를 위해서는 압력/차압 계측기를 격납용기 외부에 설치하고, 수집체적조 및 원자로 공동의 수위감시를 위해서는 부유형 감지기를 사용하는 것이 발전소 운전 및 보수측면에서 장점이 있는 것으로 판단되어 이를 개량형 경수로 설계에 적용할 것을 제안하고자 한다.

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2013.11a
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• pp.2-4
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• 2013

최근 아날로그 기기의 생산중단 및 디지털 시스템들의 고도화에 따라, 가장 보수적인 산업분야인 원자력 분야에도 디지털 기술이 적용되고 있다. 정보처리시스템은 정보의 취득, 처리, 기록, 가공과 관련된 제반의 기능을 수행하여 원자로의 상태 감시 및 제어를 지원하는 중요한 시스템이다. 이러한 정보처리시스템은 대규모 발전소 또는 소규모 연구로 등 그 규모에 따라서 다양하게 설계될 수 있다. 본 논문에서는 국내에 사례가 매우 드문 연구용 원자로의 정보처리시스템에 대하여, 시스템이 갖추어야 할 안전성 요건 및 운전성 요건을 분석 및 정의하고 이를 만족하는 통합 정보처리시스템의 개념 설계 결과를 소개한다. 연구결과는 국내외 중/소 규모 플랜트의 정보처리시스템 설계에 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• Proceedings of the ESK Conference
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• 1994.04a
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• pp.157-157
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• 1994

원자력발전소 운영의 중추적 역할을 담당하고 있는 운전원과 발전소시스템 사이에서 발생하는 인간공학적 요인(인적요인)은 다중방호벽의 존재와 자동화 기술의 확대에도 불구하고 원전의 가동 성 및 안전성을 위협하는 최대의 요인이다. 최근 원자력발전소 시스템에 고도화된 전자공학 및 인공 지능기술 등이 반영되고 있는 추세이나 이러한 기술의 도입이 운전원과의 복합적 상호작용관점에서 원전의 안전성과 효율성에 적합한가를 실험적으로 평가할 수 있는 실험평가기술의 확보가 필요한 실정이다. 한국원자력연구소에서는 차세대 주제어실의 설계 및 평가를 위한 실험적 자료의 생성 및 설계 대안의 평가를 위한 기술확보라는 목적을 가지고 1992년도부터 수행하고 있다. 1992년도(1차년 도)에는 새로운 주제어실에서 실험적으로 평가해야 할 평가항목을 구체화하였고, 4년간의 연구추진 내용을 설정하였다. 기존의 원자력산업계에서 요구하고 있는 인가/허가 요건, 사업자요건서, 인간 공학분야에서 제기하고 있는 문제점 등을 분석하여 10개의 실험평가항목을 도출하였으며, 실험평가 항목을 실제로 실험을 통하여 연구하기 위한 장비 및 설비 그리고 소요기술 등을 고려하여 연구방향을 설정하였다. 1993년도(2차년도)에는 차세대 주제어실의 특징을 규명하고 실험연구의 대상시스템을 설정하였다. 설정된 대상시스템을 기능별로 분석하여 설계변수를 도출하였으며, 인간공학 실험실의 구축에 필수적인 원자력발전소 시뮬레이터의 기능요건 및 실험실의 구성요건 등을 개발하고 있다. 3차년도부터는 인간공학실험을 수행하면서 자료분석체계의 개발, 원전직무 시나리오의 개발, 측정방법의 개발, 인간공학 실험실의 설계, 구축 및 검증, 평가기법 연구, 실시간 자료수집체계의 개발 등을 수행할 예정이며, 연구종료시점인 1996년도(5차년도)에는 원자력발전소 주제어실의 인간공학적 평가를 위한 실험 환경의 구축 및 실험평가기술의 확립이라는 목표가 달성된다.하는 것으로 간주된다. 2. KR 53234 10mg/kg 정맥투여후의 최고혈중농도는 1.14ug/ml, 반감기는 0.50hr, 분포용적은 2.2L이었다. 20mg/kg 경구 투여시의 최소 혈중 농도는 0.33 ug/ml, 소실반감기는 1.5시간, AUC는 0.942ug.hr/ml, 분포용적 11L, Ka는 3.05 $hr^{－1}$ 그리고 Cl는 5.3L/hr/kg이었다. 이는 KR 53170에서와 같이 매우 적은량이 흡수되고 배설되었다. 3. KR 53170의 혈청단백 결합율은 5-500 ug/ml 범위에서 78.7-86.2%이었고 KR 53234의 혈청단백결합율은 5-100 ug/ml 범위에서 79.6-71.2%이었다.이었다.tic techniques, and we have recently cloned two of the major subunits; some of the data will be presented.LIFO, 우선 순위 방식등을 선택할 수 있도록 확장하였다. SIMPLE는 자료구조 및 프로그램이 공개되어 있으므로 프로그래머가 원하는 기능을 쉽게 추가할 수 있는 장점도 있다. 아울러 SMPLE에서 새로이 추가된 자료구조와 함수 및 설비제어 방식등을 활용하여 실제 중형급 시스템에 대한 시뮬레이션 구현과 시스템 분석의 예를 보인다._3$", chain segment, with the activation energy of carriers from the shallow trap with 0.4[eV], in he amorphous regions.의 증발산율은 우기의 기상자료를 이용하여 구한 결과 0.05 - 0.10 mm/hr 의 범위로서 이로 인한 강우손실량은 큰 의미가 없음을 알았다.재발이 나타난 3례의 환자를 제외한 9례 (75%)에서는 현재까지 재발소견을 보이지 않고 있다. 이러한 결과는 다른 보고자들과 유사한 결과를 보이고 있

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2008.04a
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• pp.223-224
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• 2008

초초임계압 화력발전 제어계통 설계와 관련하여 보일러 제어시스템의 기본 요건인 제어전략을 구현하기 위해 현재 표준화력 500MW 제어시스템과 제어로직을 기반으로 1000MW급에서 필요로 하는 새로운 구조의 제어에 요구되는 제어전략에 대해 각종 제어 운전 모드의 구성과 각 운전 모드에서의 제어전략을 개발하고 있다. 최신제어시스템에서 중요하게 취급되는 자동 플랜트 제어(Automatic Plant Control, APE)의 각종 제어전략 구성에 중점을 두고 있으며 Unit Master Control, Boiler Master Control, Turbine blaster Control, Throttle Pressure Control, Fuel/Air Master Control, Forced Draft Fan Control, Induced Draft Fan Control, Primary Air Fan, Feed Water Master Control, Super Heater/Reheater Steam Temp Control 등의 제어전략을 논하고, 실제 프로세스 응단특성 파악을 위해 국내 신규발전소를 방문하여 수집한 프로세스 응답시험 결과와 특성을 분석하고 USC에 적용하기위한 보일러 제어전략에 대해 논하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2007.11a
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• pp.281-286
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• 2007

Needs of fuel's performance evaluation for the dual-cooled fuel pellet (annular shape) necessitate the irradiation test in the test reactor. Irradiation test rig for the HARARO reactor, which is a special-purposed equipment used for material, irradiation and creep test, must satisfy the operational requirement on the hydraulic characteristics and structural integrity. In this paper, pressure drop and flow-induced vibration test for the newly developed non-instrumented test rig were carried out using FIVPET as a out-pile evaluation test. The test results show that the new test rig satisfy the HANARO operational requirement with sufficient margin. The spectral response characteristics of the flow-induced vibration of the test rid were also discussed.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2008.11a
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• pp.226-229
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• 2008

To investigate an in-pile behavior of the newly developed DUO fuel pellet, the irradiation test will be carried out in the domestic test reactor. Irradiation test capsule for the HANARO reactor, which is a specially designed equipment used for material, irradiation and creep test, must satisfy the operational requirement on the hydraulic characteristics and structural integrity. In this study, a pressure drop, a flow-induced vibration and a short-term endurance test for the newly developed non-instrumented test capsule were carried out using FIVPET as a out-pile evaluation test. The test results show that the new test rig satisfy the HANARO operational requirement with sufficient margin.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2006.07d
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• pp.1877-1878
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• 2006

현재 산업자원부 전력산업 연구개발사업 연구과제로 진행 중인 차세대 초초임계압 화력발전 설계와 관련하여 본 논문은 보일러 제어시스템의 계층적 구조와 기능에 대해 논한다. 제어시스템의 기본 요건인 통합 제어시스템을 구현하기 위해 본 논문은 어떤 종류의 정보가 통합 제어시스템과 이것을 구성하는 하부 구조의 제어시스템 사이에 요구되는지 논한다. 또한 초초임계압 발전소의 제어 운전 모드의 구성과 각 운전 모드에서의 제어 전략을 논한다. 본 논문은 그 중 가장 중요하게 취급되는 자동 플랜트 제어(Automatic Plant Control, APC)의 구성에 중점을 두며 이러한 자동 플랜트 제어는 이미 언급된 제어시스템의 계층적 구조와 정확하게 부합되도록 설계되어 진다. 현 초임계압 보일러의 제어 전략에서는 하부 구조의 제어시스템은 상부 구조의 제어시스템에서 전달되는 목표치와 함께 다른 계층 혹은 동일 계층의 다른 제어시스템 상태와 출력 중 필요한 것을 모두 종합하여 필요한 제어 목표치를 설정하고 이에 의해 제어를 하도록 되어 있으나, 초초임계압 보일러의 제어 전력은 계층적 구조의 개념에 부합하도록 항상 상위 계층의 제어시스템 출력으로부터 필요 목표치를 설정하도록 설계하고 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.562-569
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• 1996

원자력 발전소 기기들에 대한 점검주기와 점검방법은 기술지침서(Tech. Spec)의 점검요건(SR)에 명시되어 있는데 가압경수로(PWR) 원전의 경우 다중계통 기기 점검은 교번시험(Staggered Test) 방법으로 점검하도록 되어 있다. 그러나 그 동안의 원전 운전경험에 의하면 기기 점검 및 보수로 인하여 기기 마모. 발전소 정지. 운전원의 부담감, 방사선 피폭 등의 역효과(Adverse Effects)가 있는 것으로 알려져 있다. 본 연구에서는 다중계통(Multi-redundancy System)중 2/4 시스템에 대한 점검방법별 이용불능도(Unavailability)를 해석적 방법으로 구하고 점검 및 보수로 인한 기기 마모 역효과를 모델링하여 점검방법별로 적용하고 비교 분석하였다.