• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권2호
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• pp.105-115
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• 1985

정상상태하의 축방향높이 의존적 중성자속 버클링은 3차원적연소 이력자료로부터 도출된다. 과도상태에 있어서는 노내 및 노외중성자 측정기의 반응사이에 존재하는 선형적 관계로부터 물리적인 상관식을 개발하였다. 이 모델을 사용할 경우 제어봉의 위치가 크게 변하는 축방향 출력과도현상을 예측하는 1차원적 중성자 확산이론 프로그램의 신뢰도가 크게 향상된다.

• 한국지능시스템학회:학술대회논문집
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• 한국퍼지및지능시스템학회 2002년도 추계학술대회 및 정기총회
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• pp.463-467
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• 2002

본 논문에서는 사출 성형기 Barrel 부분에 인공지능 알고리즘을 적용하여 고장 검출 및 진단 시스템을 구성하였다. 고장 검출 및 진단을 위한 실시간 계측 시스템을 구축하였고, 계측된 데이터를 SQL-2000 Server를 사용하여 사출 성형기 Barrel의 이력 데이터베이스를 구축하였다 기존의 시스템이 단 시간의 시스템 정보를 습득하여 고장을 검출하고 진단한 것에 비해 본 연구에서는 장시간의 데이터를 습득하여 고장 검출 및 진단에 신뢰성을 높일 수있었다 고장 진단에 필요한 데이터는 실제 시스템의 운전에서 실시간으로 습득하였고, 데이터의 신뢰성을 높이기 위해 사출 성형기의 데이터와 정밀 계측기의 데이터를 Database에 저장하였다. 고장 검출 및 진단을 위하여 Fuzzy 알고리즘을 사용하여 신뢰성 있는 진단을 수행하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.526-531
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• 1997

기존의 발전소 피로수명 평가 프로그램들은 On-Line Fatigue Analysis애 중점을 두고 개발되어 운전 초기부터 Transient모니터링 프로그램이 설치되는 시점까지의 Transient 데이터가 확보되지 않은 오래된 발전소의 경우 전 수명기간 동안의 피로수명 계산에 어려움이 많다. 따라서 본 연구에서는 특별한 경우를 제외하고는 Off-Line 계산을 하는 것이 경제적이고 피로수명 평가에 문제가 되지 않는다고 판단하여 Transient 모니터링을 용해 Transient 종류를 파악하고 이를 데이터베이스화 한뒤 충분한 시간을 가지고 Transient 이력 과 응력데이타를 조합하여 CUF를 계산하는 등 프로그램 기능의 모듈화를 시도하여 필요한 기능을 지속적으로 보완 개발해 나갈 수 있도록 하였다. 본 Software는 국내 원전이 Transient Counting이나 피로분석의 전산화와 관련한 경험이 부족하고 또 외국 프로그램을 도입하여 사용하기에는 과거 데이터가 부족하여 활용에 어려움이 많을 것을 고려하여 기존의 수작업에 의한 Fatigue Evaluation 의 불편함을 보완하고 On-Line Analysis의 필요성과 Off-Line Analysis외 경제성을 적절히 조합하여 현재 발전소 환경에서 가장 적절히 사용할 수 있도록 개발 을 추진하였고 향후 필요한 기능은 지속적으로 보완함으로써 발전소 수명관리에 유용하게 사용될 것이다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제5권3호
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• pp.65-71
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• 2001

원자력발전소(원전)는 운전기준지진(OBE) 초과지진 발생시 안전성 검사와 시험을 위하여 운전을 정지하여야 하는데, 계측된 지진기록의 누적절대속도(CAV)계산 값이 0.16g-sec를 초과하고 OBE 응답스펙트럼을 초과하면 OBE를 초과한 것으로 고려하게 된다. 이 CAV 기준은 발전소의 지진 특성과 구조물의 특성에 따라 다르므로, 발전소에 적합한 CAV 기준을 설정하여야 한다. 국내 원전에 적합한 CAV 기준 값을 설정하기 위하여, 각 방향에서의 지진하중에 일관되게 반응하도록 고안한 원통모양의 아크릴 봉을 조립한 지진손상표시기(SDI)를 제작, 진동대 시험을 통하여 지진의 세기를 평가하고 국내 원전 내진설계에 적용된 CAV값을 계산한 결과0.3~0.5g-sec으로 나타나 OBE 초과기준으로 CAV기준 값(0.16g-sec)의 적용은 충분히 보수적인 값으로 나타났다. 본 연구를 통하여 개발된 SDI는 발전소 운전원이 OBE 초과 여부를 판단하는데 도움을 줄 수 있을 뿐만 아니라 운전 정지 후 원전의 지진 피해도를 정량적으로 판단하여 조치를 취하는 도구로 활용될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.237-247
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• 1993

반감기가 서로 크게 다른 두 종류의 방사성 직접핵분열생성물의 방사능비(activity ratio)를 핵연료의 냉각기간 및 연소이력의 함수로 표현하였으며 연소이력에는 사용후핵연료의 평균연소도, 연소기간, 연소주기간의 간격 그리고 주 핵분열물질등이 포함되었다. 고리 1호기에서 연소된 6개의 사용후 가압경수로(PWR) 핵연료 집합체로 부터 36개의 시료를 제작하여 이들 시료에 대한 감마선 스펙트럼을 고순도(HP) Ge 검출기를 사용하여 수집한 후, 각 스펙트럼을 분석하여 얻은 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs를 이용하여 냉각기간을 계산하였다. 그 결과 $^{l44}$Ce 감마선 검출계수율이 $10^{-3}$ cps(count per second) 정도로 아주 낮았음에도 불구하고 검출된 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs를 사용하여 구한 냉각기간은 원자로 운전기록에 의한 냉각기간 (operator declared cooling time)과 상대적인 차이가 $\pm$5% 이내로 잘 일치한 것으로 부터 핵 분열 생성물 $^{l44}$Ce 및 $^{l37}$ Cs은 냉각기간 결정을 위한 좋은 모니터가 됨을 확인하였다. 여러가지의 연소 이력을 갖는 핵연료를 대상으로 한 본 실험의 경우, 단순하게 모델화한 연소이력을 대입하여 얻은 냉각기간은 실제 연소이력을 대입하여 얻은 냉각기간과 시간차이가 $\pm$0.5년 이내에서 잘 맞았으며 이로부터 연소이력에 대한 정확한 정보 없이도 신뢰할 수 있는 정도의 냉각기간을 추정하는 것이 가능할 것으로 생각되었다. 아울러 냉각기간 결정을 위한 본 기술을 활용한 사용후 핵연료의 증명 및/또는 분류에 대한 타당성 연구를 한 결과 감마선 분광분석 방법으로 검출한 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs에 의해서 결정된 냉각기간은, 조사후시험시설 (post irradiation examination facility)등과 같이 사용후핵연료 집합체를 해체 또는 절단하여 만든 시료를 취급하는 시설등에서,사용후핵연료에 대한 안전관리 및 계량관리를 위하여 유용하게 활용될 수 있을 것으로 사료되었다.것으로 사료되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제13권4호
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• pp.264-276
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• 1981

TRIGA Mark-III 원자로의 핵특성을 실제운전상태와 유사하게 모사할 수 있는 해석절차를 개발하였다. 계산에 사용한 전산코드는 다군중성자확산 연소계산코드인 CITATION이고 채택한 중성자에너지군의 수는 TRIGA형 원자로에서 일반적으로 사용하는 7군(고속영역 3, 열영역 4)이다. 직접적인 3차원 계산이 현실적으로 불가능하므로 평면 2차원계산과 원통형 2차원 계산으로 3차원 효과를 기하였다. 연구로와 같이 노심이 작은 원자로에 대하여는 중성자평형에서 buckling에 의한 효과가 매우 크기 때문에 이를 정확하게 나타내는 방법의 개발에 중점을 두었다. 본 연구에서는 에너지군 또는 영역에 무관한 buckling을 중성자 수송이론으로 산출하는 전형적인 방법을 사용하지 않고 중성자 확산이론으로서 에너지군별, 영역별 buckling을 산출하였으며, 이를 이용하여 수행한 노심계산의 결과는 만족스러웠다. 계산시 노심은 원자로수조의 중앙부에 있는 것으로 하고 제어봉은 완전히 인출되었으며 동위원생산용 조사시료는 없는 것으로 가정하였다. 계산결과로서 연소에 따른 초과반응도가의 변화, 운전이력에 따른 Xe-135 독작용의 변화, 회전조사시료대의 반응도가를 산출하고 이를 실제 운전자료와 비교하였다. 또한 중성자속 및 출력분포, 노심 각 조사시설에서의 중성자 스펙트럼등에 대한 계산결과도 제시하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제12권3호
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• pp.1085-1090
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• 2011

철도차량의 안전성을 확보하기위해서는 견인성능 및 속도의 변동성을 고려하여 감속기의 피로해석에 관한 연구를 수행하는 것이 중요하다. 본 논문은 고속철도차량 감속기 기어의 변동하중하에서 피로파괴에 대하여 준정적 유한요소해석과 선형 Miner's Rule에 의한 내구성해석을 수행하였다. 해석을 위한 변동하중이력은 열차견인성능곡선과 상업운전조건에서 운전선도를 기초로 MSC.ADAMS의 동역학 해석에 의하여 구축하였다. 또한 감속기 피로수명은 기어표면의 침탄부 효과를 고려한 유한요소모델을 사용하여 변형률-수명접근법에 의하여 예측하였다. 해석결과로부터 급출발에 의한 빈번한 높은 기동토크와 정차역수의 증가는 철도차량 감속기 기어수명을 감소시킴을 알 수 있었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제29권9호
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• pp.1235-1242
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• 2005

A district heating(DH) system supplies environmentally-friend heat and is appropriate for reduction of energy consumption and/or air pollutions. The DH transmission pipe, composed of supply and return pipes, has been used to transmit the heat and prevent heat loss during transportation. The two types of pipes are operated at a temperature of $75\~115^{\circ}C\;and\;40\~65^{\circ}C$, respectively, with an operating pressure of less than 1.568MPa. The objectives of this paper are to systematize data processing of transition temperature and investigate its effects on fatigue life of DH pipes. For the sake of this, about 5 millions temperature data were measured during one year at ten locations, and then available fatigue lift estimation schemes were examined and applied to quantify the specific thermal fatigue life of each pipe. As a result, a relational database management system as well as reliable fatigue lift evaluation procedures is established for Korean DH pipes. Also, since the prototypal evaluation results satisfied both cycle-based and stress-based fatigue criteria, those can be used as useful information in the future fer optimal design, operation and energy saving via setting of efficient condition and stabilization of water temperature.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.153-164
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• 2014

현재 전 세계적으로 설계단계에서 부식 생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 프로그램에 대해서는 개발되거나 개발중인 프로그램이 다양하다. 그러나 원자력 발전소 해체 시 발생하는 방사화 부식생성물의 양을 평가하는 코드에 대한 개발은 이루어지지 않고 있어 정확한 산정에 어려움이 있다. 원자로 용기, 원자로 구성품 및 인접 구조물에서의 특성 원소의 중성자 조사로 인한 방사화재고량을 평가하기 위해서는 원자로의 고정된 구조물을 대표하는 모든 영역에서의 평균 중성자속과 구조물의 물질조성 및 원자로 운전이력 등을 이용하여 평가해야 한다. 본 논문에서는 설계단계에서 사용되는 1차 계통의 부식생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 CORA, PACTOLE, CRUDSIM, CREAT 및 ACE 코드를 분석하였다. 향후 연구에서는 제염해체 폐기물 발생량 평가에 대한 사용가능성과 개선점을 찾아 부식생성물량 산정에 정확성을 높이고자 한다.

• 사물인터넷융복합논문지
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• 제8권2호
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• pp.7-12
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• 2022

케이블 사고의 주요 원인은 케이블 자체 또는 내·외적으로 전기적, 기계적, 화학적, 열적, 수분침입 등으로 인한 열화의 가속화로 절연성능 감소되고 절연파괴가 발생하여 케이블 사고를 유발하게 된다. 케이블 사고는 과전압, 과전류의 영향으로 절연이 불량한 부분에서 발생할 수 있으므로, 변압기, 차단기의 이상여부, 상간불평형에 의한 지락사고 등을 종합적으로 분석할 필요성이 있다. 케이블의 절연파괴에 의한 지락사고는 케이블 자체의 결함, 케이블 시공불량 뿐만 아니라 운영상의 영향, 전기설비(개폐기, 차단기 등)의 운전 시 아크 등에 의해 발생할 수 있어 사고시점을 전후로 운전 데이터 및 사고 이력에 대한 분석이 필요하다. 이 연구에서는 국내의 한 공장에서 발생한 케이블 사고의 분석을 통하여 케이블 사고의 원인을 고찰하고자 한다.