• Journal of the Korean Institute of Illuminating and Electrical Installation Engineers
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• v.24 no.4
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• pp.116-122
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• 2010

This paper describes the up-grade of the turbine governor for steam turbine due to its poor operation from long time use. The analog type governor of the unit 1 in Kori nuclear power plant in Korea was removed and the new digital type turbine governor was developed and installed. The procedure for the actual application, site adaptability test using dynamic simulator and the result of actual operation are described here. And the program for nuclear steam turbine is suggested here.

• Review of KIISC
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• v.30 no.5
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• pp.35-44
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• 2020

정보화 시대의 도래와 함께 원자력발전소 등 사회 간접자본의 중요 시설에서 운영되는 각종 장치들 역시 디지털화되면서 기존에 존재하지 않았던 사이버 공격에 대한 위협이 현실화되고 있다. 이러한 중요 사회 간접자본 등의 운영에 위협을 가하는 행위는 사회적으로 경제적으로 매우 큰 재난을 발생시킬 수 있기 때문에 공격 발생 이전에 사전 방어 체계를 구축해야 하는데, 이때, 실질적으로 위협이 되는 취약점의 존재 여부를 사전 인지하는 것이 매우 중요하다. 이를 위하여 본 논문에서는 원자력발전소의 계측제어계통에서 운영되는 국산화된 디지털 장치에 대하여 관련 취약점을 확인하고 확인된 취약점의 실질적인 위험도를 장치의 운영환경 특징을 반영하여 도출하며, 주요 기기의 운영 규제지침의 준수 여부를 점검하는 도구의 개발 결과를 소개한다. 본 논문은 원자력발전소 상에서 운영되는 시스템을 주요 대상으로 작성되었다.

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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• 2002.10d
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• pp.700-702
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• 2002

원자력발전소 1차계통 주요기기와 2차계통 주요기기들에 대한 가동 중 검사시 발견된 결함은 ASME Sec. XI, IWB와 IWC에 근거하여 허용여부를 결정한다. 이때, 결함 크기가 허용기준을 초과하는 경우에는, 기기의 안전성 확보를 위해 ASME Sec. XI에 규정된 절차에 따라 파괴역학분석(Fracture Mechanics Analysis: FMA)을 수행하고, 그 결과에 따라 운전중지 후 보수 또는 계속운전의 판단을 한다. 따라서, 원자력발전소 주요기기에 대한 FMA기술은 안전성평가의 핵심이 되는 부분이다. 원자력발전소의 안전성평가에는 결함의 형상 정보, 환경 정보, 재료 물성치, 응력 데이터 등 방대한 양의 데이터가 필요할 뿐 아니라 파괴역학적 분석절차도 매우 복잡하여 전문가도 많은 시간과 노력이 요구된다. 이러한 문제점을 해결하고자 일부 평가절차를 컴퓨터 프로그램화하여 효율적인 안전성평가가 이루어지도록 노력하고 있다. 본 논문에서는 파괴역학적 분석에 필요한 응력 데이터를 관리하는 응력 데이터베이스를 구축하고, 응력확대계수계산 프로그램(KEVA)과 결함허용여부를 결정하는 프로그램(Acceptance Standard)과 결함성장률 계산 프로그램(FLEVA)을 Web 기반으로 개발하고 구현결과를 소개한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.29 no.6
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• pp.1-7
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• 1997

원자력 발전소의 주급수 유량은 원자로 열출력 산출에 사용되는 중요한 변수로서, 노심관리 뿐만 아니라 원자로 안전운전에도 중요하며, 발전소 출력에 직접적인 영향을 미친다. 그러므로 현재 사용되고 있는 주급수 유량 측정설비의 정확도 검증 및 보정을 위하여 정확한 유량측정법의 개발이 필요한 실정이다. 본 연구는 화학 추적자 방법에 의한 고정밀 유량측정 기술을 개발하여, 원자력 발전소 주급수 계통의 유량측정에 사용되고 있는 벤츄리(Venturi), 노즐(Nozzle), 오리피스(Orifice) 등의 유량계에 관한 검증용으로 활용함으로서 발전소의 안전성을 유지하는 범위에서 출력을 극대화시킨다는 목적으로 예비 실험장치를 설계 설치하여, 본 방법의 유효성에 대해서 검토하였다. 그 결과, 본 연구에 사용한 추적자 방법은 유량변동에도 좋은 응답성을 보이고 있으며, 유량측정에 있어서도 매우 신뢰성 있는 측정이 가능하다.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 1999.10a
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• pp.299-307
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• 1999

원자력 발전소 시뮬레이터는 고도의 안전성과 정밀성을 바탕으로 운전원이 실제 상황과 동일한 환경하에서 실습할 수 있도록 모의 훈련장치로서 발전소 운전원 운전능력 배양, 운전절차서 검증 및 개발, 제어기법 사전 점검 및 안전도 분석, 운전방법 개선 등을 가능케 하고 있다. TMI 사고이후 원자력발전소 시뮬레이터의 중요성이 강조되어 운전원 훈련의 필수요건으로 추가되고 있으며, NRC 등에 의해 인허가된 시뮬레이터를 운전원 시험 (RO, SRO 시험)에 사용토록 하고 있다. 우리나라에서는 아직 인허가를 요구하고 있지 않지만 조만간 시뮬레이터에 대한 규제가 예상되고 있다. 그러나 현재 시뮬레이터에 대한 규제요건 분석이 제대로 이루어지지 않고 있는 실정이다. 이를 위해 본 논문에서는 시뮬레이터에 대한 미국 등 외국의 규제 방침, 기준 및 요건 등을 분석하고 있으며, 향후 기존 시뮬레이터 개정 및 신규 시뮬레이터 개발시 규제요건 만족에 상당한 도움을 줄 수 있을 것이다.

• 한국IT서비스학회:학술대회논문집
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• 2006.05a
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• pp.470-475
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• 2006

원자력발전소를 안정적으로 운전하기 위해서는 현재 원자로 상태를 파악하고 향후 상태를 예측하기 위해 데이터를 추출하고 가공하는 기술이 필수적이다. 또한 현재 월성 원자력발전소에서 사용하고 있는 클라이언트 서버 기반이 노심관리 업무 프로그램은 향후 도입될 웹 기반 시스템과 상호운용성을 보장함과 동시에 표준화된 계측 데이터를 생산, 제공하여 유지보수 및 생산성을 높이는 것도 요구된다. 이런 요구에 부합하기 위해 웹서비스를 이용하는 것을 고려한 결과, 원자로 계측 시스템에서 만들어진 바이너리 파일을 파싱하여 .NET 기반의 웹애플리케이션에서 사용할 수 있도록 XML형태의 데이터셋으로 전송하는 시스템을 개발하였다. 본 논문에서는 원자력발전소의 데이터 처리 방법과 웹서비스를 이용한 원자로 계측 데이터 전송 시스템 구현에 관한 사례를 소개한다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.4
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• pp.611-626
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• 1994

격납건물 사건수목 방법은 확률론적 안전성 평가시 격납건물 해석의 핵심을 이루는 부분으로서 계통안전 분석으로부터 파악된 주요 노심용융 사고경위와 격납건물 방호계통의 적절한 조합에 의하여 선정된 발전소손상군을 초기조건으로 하여 격납건물 파손 및 방사선원 방출에 영향을 주는 격납건물 내부에서 발생 가능한 주요 사고진행 과정을 체계적으로 다룰 수 있는 유용한 수단이다. 원자력 안전성 향상연구이후 격납건물의 건전성을 확보하기 위한 많은 노력의 결과 현재까지 격납건물 해석 및 논리체계는 상당한 기술적 진보를 이루어 왔으나 아직도 이를 기술하는 방식에는 논쟁의 여지가 많고, 중대사고와 관련된 여러 현상들을 반영할때 그것의 논리적 타당성을 객관적으로 평가할 수 있는 방법이 아직 확고히 정착되지 못함으로 인하여 격납건물 해석결과에는 많은 불확실성 이 존재한다. 또한 아직까지 기존 방법론에 대한 어떠한 종류의 체계적 분석도 이루어지지 않음으로 인하여 이들에 대한 논리적 한계점을 파악하는 데 많은 어려움이 있다. 본 연구에서는 지금까지 주로 개발, 사용되어 온 다양한 격납건물 사건수목 분석 방법론을 소개하고 이들 각각이 지니고 있는 기술적인 문제점을 고찰하며 이를 바탕으로 격납건물 사건수목이 갖추어야 할 기본논리, 구조에 대한 안내지침을 제시함으로써 효과적인 격납건물 해석 및 방법론 개발에 도움을 주고자 한다

• Annual Conference of KIPS
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• 2011.04a
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• pp.547-550
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• 2011

The purpose of this paper is to verify and validate the maintenance tasks of the construction of a nuclear facility using a digital mock-up and simulation technology instead of a physical mock-up. Prior to the construction of a nuclear facility, a remote simulator that provides the opportunity to produce a complete digital mock-up of the PRIDE (Pyroprocess Integrated Inactive DEmonstration Facility) region and its remote handling equipment, including operations and maintenance procedures has been developed. In this paper, the system architecture and graphic user interface of a remote simulator that coincides with the extraordinary nature of a nuclear fuel cycle facility is introduced. In order to analyze the remote accessibility of a remote manipulator, virtual prototyping that was performed it by using haptic device of external input devices under a 3D full-scale digital mock-up is explained.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.30 no.4
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• pp.380-385
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• 2010

The integrity of components and piping of operating nuclear power plants has been identified by in-service inspection(ISI) requirements and activities commensurate with standards and codes such as KEPIC MI or ASME Code Section XI. However, the other various degradation mechanisms not considered during design stage of nuclear power plants have been checked by enhanced ISI. The requirements of enhanced ISI have been voluntarily developed by the industry itself or strickly issued by regulatory body. Even though the requirements were developed by the industry, they should be reviewed by regulatory body for their application in nuclear power plants. The enhanced ISI activities and requirements of non-destructive examination(NDE) which reflect the degradation issues in nuclear power industry will be primarily discussed in this paper.