• Nuclear industry
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• v.12 no.10 s.116
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• pp.32-43
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• 1992

• Korean Architects
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• no.4 s.360
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• pp.44-45
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.92.2-92
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.220.1-220
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.220.2-220
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• 1999

• Proceedings of the Korea Institute of Fire Science and Engineering Conference
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• 2013.04a
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• pp.27-28
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• 2013

이 논문에서는 신화재 확률론적 안전성평가 (PSA) 방법 중 정성적 분석 방법을 울진 3호기 원전에 적용한 결과를 기술하였다. 지금까지 대부분의 국내 원전 에서는 EPRI 화재 PSA 방법을 이용하여 화재 PSA를 수행해 왔었다. 최근 미국 규제기관과 산업체에서는 신화재 PSA 방법으로 NUREG/CR-6850을 개발하였다. 신화재 PSA 방법을 이용하여 울진 3호기를 정성적으로 분석한 결과 150개의 방화지역 중 75개 지역이 정량적 분석 대상으로 파악되었다. 이는 기존 EPRI 화재 PSA 방법으로 수행한 방화지역 수보다 23개 많았다. 또 화재 PSA 수행을 위한 기기 수는 770여개이고 케이블 수는 6,000여개로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.286-292
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• 1995

국내 최초의 한국표준원전 가압경수로인 울진 3,4 호기의 운전 특성을 정확하게 실시간으로 모사할 수 있는 한국표준원전 NPA가 개발되고 있다. 동 NPA는 발전소의 정상 및 비정상 운전 상태를 Desk-top 소령 컴퓨터에서 모사하여 그 결과를 그림화면(mimic)에 나타내고 운전원 조치 사항을 Interactive하게 수용할 수 있는 능력을 갖추고 있다. 한국표준원전 NPA의 개발을 위하여 울진 3,4 호기 한국표준원전의 설계 자료를 기준으로 그래픽사용자 인터레이스의 새로운 mimic 및 해석모델에서 사용하는 데이타베이스를 성공적으로 작성하였다. 향후 한국표준원전 NPA는 새로운 모형 개발을 완료한 후 발전소 운전자료와의 비교분석을 통해 성능 검증을 거치면 교육을 및 엔지니어링 작업에 유용하게 사용될 수 있을 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.236-241
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• 1996

울진 3,4호기 유출관계통의 과도현상을 평가하기 위해서 발전소 과도해석용 코드인 Modular Modeling System(MMS) 코드를 이용하여 수력학적 현상을 모사하고 유출관제어밸브 및 배압제어밸브의 특성, 이들 밸브들의 제어특성 및 밸브들의 운전특성등을 고려하여 분석을 수행하였다. 분석결과 배압제어밸브 제어기 제어변수의 적절한 선정이 계통의 과도현상에 매우 큰 영향을 미치고 있기 때문에 배압제어기 제어변수 선정이 계통의 과도현상 완화에 매우 중요한 인자임을 알 수 있었고, 배압제어밸브의 Stroke 속도변화가 유출관계통의 과도현상에 상당한 영향을 미치고 있음을 알았다. 또한 배압제어밸브의 특성에 따른 유출관계통의 과도현상을 분석한 결과 유출관제어밸브의 운전에 따라 배압제어밸브 특성이 결정됨을 알았다. 결과적으로 유출관계통의 과도상대를 적절하게 제어하기 위해서는 밸브의 특성, 밸브의 Stroke 속도 및 배압제어벨브 제어기 제어변수등의 적절한 선정이 필수적으로 계통설계단계에서 고려되어야 한다고 판단된다.

• Proceedings of the ESK Conference
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• 1997.04a
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• pp.270-280
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• 1997

원자력발전소의 인간공학적 설계 및 검토를 효과적으로 수행하기 위한 설계 현안관리체계 (Design Issue Management System;DIMS)를 구축하였다. DIMS는 세가지 기능을 갖도록 구성되었는데, 규제문건들로 부터 추출된 설계상의 인간공학적 요건들을 분석하고 관리하는 요건 분석 기능, 규제 기관, 운전원 및 설계자로 부터 제기된 설계 현안의 추적 기능, 설계상의 의사결정을 지원하기 위한 현안들의 중요도 평가 기능의 세부분으로 구성되었다. DIMS의 활용사례로 원자력발전소 감시계통의 일부인, 울진 3,4호기 CFMS(Critical Function Monitoring System) 화면설계 검토에 적용하였다. 주요 검토 업무로 CFMS 화면 설계에 대한 가용성 검토, 적합성 검토, 유효성 검증을 수행하였고, 이 과정을 통하여 울진 3,4호기 CFMS 화면 설계의 인간공학적 문제점(Human Engineering Discrepancy; HED0들을 찾아내었다. HED들은 문제의 심각성에 따라 조기 해결 요망, 가능한 한 조기 해결 요망, 장기적 해결요망의 세 그룹으로 분류되었다. HEE의 심각성 평가는 인간공학 전문가, 설계자, 운전원의 세 그룹에 의하여 평가되었다. 검토 결과 최종적으로 CFMS 화면에 대한 인간공학적 설계 개선의 근거 로 사용되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.28 no.2
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• pp.197-205
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• 1996

울진 2호기 5주기 노물리 시험 결과 기준 제어군의 제어능과 기준 제어군 삽입 전후의 붕소 농도의 차이의 비로 정의되는 평균 붕소능의 측정 결과가 제한치를 위배하였다. 이것은 노물리 시험시 사용하는 노외 계측기가 비보상형 전리함이기 때문에 중성자속 준위가 낮을 때 감마 background 에 의한 영향이 커지며, 이런 경우에 발생될 수 있는 현상으로 판명되었다. 따라서 본 연구에서는 이러한 감마 background로 인한 반응도 증가 현상을 분석하기 위해 점 동특성 방정식을 수치 해석적으로 풀고 이로부터 감마 background가 없을 때의 기준 제어군 제어능 측정 시험을 모사 계산하였다. 이러한 방법으로 계산한 결과, 기준 제어군의 예상 측정제어능이 실제 측정치보다 약 6%증가하였으며 이 값을 사용하여 평균 붕소능을 계산한 바에 의하면 그 제한치를 만족하는 것으로 평가되었다.