• Environmental and Resource Economics Review
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• v.31 no.4
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• pp.865-885
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• 2022

Korean government updated her Nationally Determined Contribution (NDC) in 2021 and announced the target and various measures for reductions. Among the many issues, final energy demand and renewable energy power mix for 17 provinces to achieve the target are being analyzed using GCAM-Korea. Simulation results show that final energy demand of 2030 is approximated at the similar level to that of 2018. This is being enabled by the conservation of coal with higher electrification especially in industry sector. Higher power demand with lower coal consumption in final energy consumption is shown to be provided by 33.1% of renewable, 24.6% of gas, and 18.0% of nuclear power generation in 2030. Meanwhile, the share of coal-fired power generation is expected to be reduced to 12.8%. Major future power provider becomes Gyeongbuk (Nuclear), Gyeonggi (Gas), Jeonnam (Nuclear, Gas) and Gangwon (PV, Wind), compared to one of current major power provider Chungnam (Coal). This analysis is expected to provide a useful insight toward the national and provincial energy and climate change policy.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2006.07d
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• pp.2007-2008
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• 2006

일반적으로 플랜트와 같은 대규모 설비의 공정제어를 실현하기 위해서는 분산제어시스템(DCS: Distributed Control System)을 사용하게 된다. 이 분산제어시스템은 여러 종류의 제어 및 감시 장비가 네트워크를 통하여 연결되고 맡은 기능을 포함하게 된다. 이러한 분산제어시스템을 사용하거나 개발하기 위해서는 계통을 구성하는 하드웨어 및 소프트웨어의 세부 기술특성 및 제원을 평가하는 것이 필요하다. 한국원자력연구소와 두산중공업은 원자력발전소의 공정제어계통에 사용한 상용 분산제어시스템의 기술적 평가항목과 권장되는 성능지표를 개발하였다. 이 논문은 개발된 평가항목과 제원을 분산제어시스템의 구성 요소별로 분리하여 서술한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.447-452
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• 1995

경·중수로 연계 핵연료 주기 (Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU : DUPIC ) 기술개발의 핵물질 보장조치(Safeguards)는 경수로 사용후 핵연료를 중수로에 재 활용하기 위한 DUPIC 공정에 대한 최적 보장조치 시스템을 구축하여, 국제 원자력 기구(IAEA) 및 국제 원자력 사회에서 핵 투명성확보 및 신뢰도를 향상시키는 것을 기술개발의 목적으로 하고 있다. DUPIC 공정은 고립된 차폐시설내의 고준위 방사선장 하에서 가동되므로 타 시설에 비해 핵 물질 전용 가능성은 희박하지만, 전 공정이 원격제어 되야 하고, 조업조건이 정복해야 하므로 기존의 보장조치 기술보다 더욱 발전된 계량관리시스템, 측정시스템 및 감시시스템 등을 개발하여야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 각 항목에 대한 요소 분석 및 각 항목별 향후 연구방향에 대해 분석하였다. DUPIC 공정 전반에 대한 핵물질 계량관리를 위해 물질수지구역 (Material Balance Area : MBA) 및 주요측정 지점 (Key Measurement Point : KMP )을 설정하여 각 측정지점별 측정방법 및 재고검증(Inventory Verification) 방법을 분석하였다. 최적 측정시스템을 개발하기 위해 적용 가능한 비파괴분석 방법들을 분석한 결과, 핵분열성 물질 함량을 정량적으로 측정할 수 있는 수동적 중성자 측정법이 가장 적합하다는 결론을 얻었다. 또한, 감시시스템을 개발하기 위해 전용전략의 주요 요소 및 전용경로 등을 분석하였으며, 핵물질 및 시설에 대한 물리적 방호체제를 DUPIC시설에 적용하기 위하여 물리적 방호에 필요한 방호체제 요소를 분석하여 DUPIC 시설을 위한 가상적인 방호체제를 구축하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2006.07d
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• pp.1911-1912
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• 2006

원자력 발전소가 전력계통으로부터 분리되어 외부전원으로 발전소 내부의 주요 보조기기들을 운전할 수 없는 상황에서 비상디젤 발전기는 원자력발전소의 핵심 냉각펌프 등 전원을 공급하지 않으면 안 된다. 현재까지는 품질등급 Q-Class인 비상 발전기 여자시스템이 외국 기술에 전적으로 의존하여 공급되었는데 비상발전기가 차지하는 역할의 중요성으로 인한 품질활동 절차, 규제기관의 인허가 획득 등의 문제 때문에 비상 디젤발전기의 여자시스템이 현재까지 국산 연구개발이 이루어지지 않았다. 본 논문은 원전 비상디젤 발전기 여자시스템의 국산개발에 필요한 시스템의 기기 검증에 대한 내용을 기술하고자 한다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.1 no.1
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• pp.1-10
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• 2003

As a follow up to the Agenda 21's policy statement for safe management of radioactive waste adopted at Rio Conference held in 1992, the UN invited the LAEA to develop and implement indicators of sustainable development for the management of radioactive waste. The IAEA finalized the indicators in 2002, and is planning to calculate the member states' values of indicators in connection with operation of its Net-Enabled Waste Management Database system. In this paper, the basis for introducing the indicators into the radioactive waste management was analyzed, and calculation methodology and standard assessment procedure were simply depicted. In addition, a series of innate limitations in calculation and comparison of the indicators was analyzed. According to the proposed standard procedure, the indicators for a few major countries including Korea were calculated and compared, by use of each country's radioactive waste management framework and its practices. In addition, a series of measures increasing the values of the indicators was derived so as to enhance the sustainability of domestic radioactive waste management program.

• Computational Structural Engineering
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• v.6 no.2
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• pp.79-86
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• 1993

A method to verify seismic qualification of the plant protection system cabinet for a nuclear power plant is presented. A finite element model of the cabinet is developed and the dynamic characteristics are obtained. The results of the modal analysis provide insight into the fundamental dynamic properties of the structure, which correspond to the frequency of the peak values of the input seismic spectrum. It necessitates the design modification of the reference cabinet. Techniques for verifying structural integrity and operability are exemplified by summarizing response spectrum and time history analyses of the structure.

• ICROS
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• v.2 no.5
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• pp.56-62
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• 1996

캐나다 원자력공사(AECL)에 의하여 1960년대 초에 개발되어 상업운전중이거나 건설중인 CANDU 6 발전소는 중앙집중제어방식을 채택하여 계통의 성능 및 신뢰성이 입증되었으나 경제성 및 유지보수의 어려움으로 인하여 현재 개발이 진행중인 CANDU3과 CANDU9 발전소에서는 프로그래머블 콘트롤러를 이용한 분산제어방식을 기반으로 하여 계측제어계통이 설계되고 있다. 분산제어계통은 우수한 확장성과 신뢰성으로 인하여 이미 일반 산업 분야에서 널리 활용되고 있으며 최근에는 원자력발전소에도 적용범위가 계속해서 확대되고 있다. 본 보고서는 최신의 계측제어기술을 적용하여 차세대 대용량 원자력발전소로 개발중인 CANDU9 발전소의 발전소 전제어계통과 핵연료취급제어계통 등 계측제어계통에 대한 주요 계통설계 방안과 분산제어계통의 설계개념을 소개하고 CANDU 발전소에 분산제어방식을 적용한 장점을 고찰하고자 한다.

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2007.11a
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• pp.3-6
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• 2007

현재 우리나라는 원자력 발전에 대한 의존도가 매우 높고 그 기술 또한 우수하다. 그러나 중성자 스펙트럼을 사용하여 폭발물 탐지를 위한 시스템 개발 기술은 미흡한 실정이다. 본 논문은 신경망(Neural Networks)을 한국 원자력 연구소 중성자 스펙트럼 패턴을 분류하는 시스템에 적용하였다. 데이터 획득방법을 달리하여 두 개의 신경망을 구현하였고 그 결과를 분석하여 보았다. 먼저 폭발물에 다량 포함되어 있는 C(Carbon), N(Nitrogen), O(Oxygen) 3개의 물질을 중심으로 중성자 스펙트럼을 분석하였다. 다른 하나는 중성자 스펙트럼을 전체 영역으로 획득한 데이터를 바탕으로 신경망을 구현하여 인식률을 확인하였다. 실험결과 전자의 경우 62.5%의 인식률을, 후자의 경우 신경망은 83.48%의 인식률을 나타내었다.

• Nuclear industry
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• v.28 no.3
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• pp.50-59
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• 2008

미국의 원자력발전소는 당초 인가된 운전 기간은 40년이었으나 지금까지 많은 발전소가 운전 인가 갱신에 의해 운전 기간을 20년 연장하고 있다. 한편 일본에서는 발전소의 장기 운전을 가정한 고경년화 대책을 수립하고 있으며, 전력 회사는 고경년화 기술 평가 등 보고서를 작성하여 국가의 평가를 받고 있다. 이 분석에서는 경년 열화(經年劣化) 대책 상황을 조사하여 미.일 양국을 비교하였다. 그 결과 미국과 일본의 진행 방법, 배경, 노력(努力) 및 심사 기간 등에 다른 면이 있으나 미.일 모두 60년간의 장기 운전을 예정한 기기 등의 건전성 확인을 목적으로 하고 있는 면에서는 다름이 없다. 또, 원자력안전시스템연구소(INSS : Institute of Nuclear Safety System)의 해외 부적절한 데이터베이스를 이용한 경향 분석을 하고, 운전 인가 갱신신청의 유무가 기기 등의 경년 열화에 미치는 영향에 대해서분석 평가를 했다. 그 결과 인가 갱신 미신청 Unit에 경과년수의 증가에 수반하여 경년 열화 과실 발생 건수가 증가되는 향이 있는 것을 알았다. 이에 의해 미국의 인가 갱신 제도가 발전소의 고경년화 대응에 유효하게 기능하고 있다고 생각되어, 동등한 제도를 운용하고 있는 일본의 고경년화 대책의 유효성을 시사하는 것이었다.

• 기계와재료
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• v.21 no.3
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• pp.42-51
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• 2009

원자력/화력 발전소에서 사용중인 터빈출력제어장치(turbine power control device)는 유압 서보액추에이터(hydraulic servo actuator)로 구동하는 특수 스팀 밸브(steam valve)로서 터빈의 속도를 제어하고 스팀을 차단하는 기능이 있다. 대형 발전기(500~1000Mw)를 구동하여 양질의 전기를 생산하기 위해서는 발전기에 연결된 고압 및 저압터빈에 최적량의 스팀을 공급하여야 하고, 고속(화력 3600 rpm, 원자력 1800 rpm)으로 회전하는 터빈이나 스팀계통에 이상이 발생할 경우 터빈의 과속(over speed) 방지를 위하여, 즉시 터빈으로 공급되는 스팀을 차단하여 터빈을 보호해야 한다. 따라서 터빈의 속도제어와 계통의 스팀 량을 감시하여 차단하는 발전소의 특수 밸브의 신뢰성확보기술이 요구된다. 특히 원자력발전소의 경우 핵연료교환주기(약 24개월)에 밸브들을 정비 또는 교체하고 있어 이때마다 시스템과 매칭(튜닝)기술이 요구되었다. 본 연구에서는 전량 수입에 의존했던 원자력/화력 발전소의 특수 밸브인 터빈출력제어장치의 국산화 개발과 신뢰성확보기술 효과에 대하여 논하였다.