• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2009.07a
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• pp.2023_2024
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• 2009

원자력발전소의 안전관련 주요 부하에 무정전전원을 공급 하는 인버터의 커패시터에 대한 적합한 성능평가방법을 제시하였다. 관련 절차서 및 기술기준의 검토결과 커패시터의 성능평가는 용량과 유전 손실률의 변화로 판단하며 실험결과 온도에 따른 커패시터의 용량은 거의 변화가 없으며 유전손실률은 $30^{\circ}C$ 도 부근에서 가장 큰 값을 보여 주었다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 1997.07b
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• pp.547-549
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• 1997

원자력 발전소용 증기발생기의 수위제어에 기존의 경우 주로 PI 제어기를 이용하는데 반해 본 논문에서는 주급 수유량에 대한 주증기 유량의 변화를 신경망을 이용해 학습함으로서 PI제어기의 각 파라메터를 뉴닝하는 문제를 연구하였다. 적용하여 고찰한 결과 기존의 PI 제어기에 비해 수위변화에 대한 추종성능이 우수함을 나타내었다.

• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
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• 2003.10a
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• pp.130-130
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• 2003

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.16 no.3
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• pp.321-331
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• 2003

Seismic fragility analysis (SFA) has been utilized to evaluate the actual seismic capacity of structure and equipment in nuclear power plants (NPP). This paper briefly introduces an improved method for evaluating seismic fragilities of components of NPP's in Korea. Engineering characteristics of small magnitude earthquake spectra recorded in the Korean peninsula during the last several years are also discussed in this paper. Some significant differences between the Newmark's spectra and the recorded spectra as a site-dependent spectra are assessed. Several comparative SFA's have been performed to evaluate the effects of the recorded earthquakes on the seismic capacities of Korean NPP structures. The results showed that SFA using the Newmark's spectra might over estimate the actual seismic capacities of Korean facilities.

• The KSFM Journal of Fluid Machinery
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• v.5 no.4 s.17
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• pp.103-110
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.362-367
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• 1996

CANDU-6형 원자력발전소인 월성 2,3,4호기 비상급수계통의 성능을 평가하기 위하여 설계기능 수행과 관련된 변수로서 격납건물내 집수조(sump) 온도와 열수송계통으로 주입되는 냉각재온도를 사용한 분석을 수행하였다. 이 온도들은 NTU(Number of Transfer Unit)방법을 이용한 비상노심 냉각계통 열교환기의 열전달속도와 열전달계수의 해석을 열평형관계식과 함께 조합한 프로그램을 사용하여 계산하였다. 또한 증기발생기 급수량과 추후 수조에 공급되는 보충수에 대한 설계요건을 검토하였다. 이러한 변수와 설계요건은 비상급수계통이 발전소 정상 열제거기능 상실후 노심의 붕괴열제거에 유효한 열침원으로서의 기능을 수행함을 보여 주었다. 또 격납건물의 건전성 유지와 관련된 집수조내 최고온도가 허용치 이하로 유지되었다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.804-805
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• 2011

국내 원자력발전소의 고압 케이블의 체계적인 열화 진단 및 수명예측을 위한 사전작업으로 원자력발전소에서 불리한 환경 하에서 장기간 사용된 후 철거된 XLPE 전력 케이블을 대상으로 성능 측정을 수행하였다. 측정 방법으로는 VLF(Very Low Frequency) Tan${\delta}$ 방법 및 상용주파 부분방전시험을 택하였다. 또한 고주파변류기(HFCT)를 사용하는 부분방전 측정방법(HFPD)에 VLF 내압기를 적용할 수 있는지 확인하였다.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2000.04a
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• pp.161-167
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• 2000

주제어실의 경보계통은 중요한 발전소 변수의 비정상 상태 발생과 운전원의 관심을 요하는 기기상태의 변화에 대해 가시적/가정적 신호로 운전원에게 경고하는 역할을 담당하는 역할을 한다. 본 논문에서는 전력연구원에서 수행중인 '원자력 교육원 시뮬레이터 성능개선' 과제의 일부로 원자력교육원 2호기의 기준발전소인 영광 1호기의 디지털 경보설비 (IAS : Intelligent Annunciator System)의 구조와 이를 시뮬레이터 주컴퓨터 (Host Computer)상의 다이나믹 모델과 연동시켜 구현하는 방법론 및 구현된 경보감시계통에 대해 다루고 있다. 원자력교육원 2호기 경비감시계통은 Trend 모드, 그룹모드, 윈도우 모드, 조치사항 모드 및 조치사항 등록 모드 등 총 5개의 모드로 구성되어 있으며, 발생된 경보의 시간별/그룹별 출력, 경보창 에뮬레이션과 임의의 창에 대한 조치사항 출력, 새로운 경보에 대한 등록 및 삭제 등의 기능 구현이 가능하다. 또한 시뮬레이터에 대한 규제기관의 인허가가 중요한 현안으로 대두될 전망임에 따라 ANSI/ANS-3.5, Regulatory Guide 1.149 등 규제요건에서 제시하는 성능기준 및 검사기준을 만족하도록 설계함으로 향후 규제기관에 대한 인허가 획득을 대비하였다.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 1999.10a
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• pp.156-162
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• 1999

원자력교육원 2회기 기준발전소인 영광 1호기 발전소의 디지털 경보설비 (IAS : Intelligent Annunciator System) 는 MPU, SSU, ACU 및 ADU로 구성되어 있으며, 특히 MPU에서는 SSU 로부터 수신된 Scan Data를 해석하고 경보를 저장하고, 경보의 내용을 프린터 및 CRT를 비롯하여 다양한 형태로 병렬출력이 가능하도록 하고 있다. 본 논문에서는 전력연구원에서 수행중인 '원자력 교육원 시뮬레이터 성능개선' 과제의 일부로 IAS의 구조와 이를 시뮬레이터 주컴퓨터 (Host Computer)상의 다이나믹 모델과 연동시켜 구현하는 방법론을 다루고 있다. 특히, 시뮬레이터에 대한 규제기관의 인허가가 중요한 현안으로 대두될 전망임에 따라 ANSI/ANS-3.5, Regulatory Guide 1.149 등 규제요건에서 제시하는 성능기준 및 검사기준을 만족하도록 설계함으로 향후 규제기관에 대한 인허가 획득에서 대비할 예정이다.

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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• 1997.10a
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• pp.17-19
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• 1997

원자력 발전소용 증기발생기의 수위제어에 기존의 경우 주로 PI제어기를 이용하는데 반해 본 논문에서는 기타의 주급수유량에 대한 주증기 유량의 변화를 2-자유도 PID제어기를 이용해 제어하는 문제를 연구하였다. 2-자유도 PID제어기의 파라메터 .alpha..betha..gamma.를 외란에 대해 가인하도록 하고 설정치변화에 대해서는 기존의 PID 파라메터가 부담하도록 함으로서 외란 및 설정치 모두에 대해 고찰한 결과 기존의 PI제어기에 비해 성능이 우수함을 나타내었다.