• 한국산업안전학회:학술대회논문집
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• 한국안전학회 2005년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.316-321
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.341.1-341
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.176-177
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.166-166
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• 2002

• 에너지공학
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• 제23권4호
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• pp.236-239
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• 2014

한수원 중앙연구원은 2007년부터 정부과제의 하나로 전기출력이 1500MWe급인 GEN.III+ 원전 APR+를 개발하고 있다. APR1400에 비해 보다 개선된 안전성과 경제성을 갖는 원전을 개발하기 위해 국내 건설 중인 원전과 해외에서 개발 또는 건설 중인 ALWR(Advanced Light Water Reactor)의 설계내용 및 후쿠시마 원전사고로부터 도출된 개선사항을 반영하여 한국 실정에도 맞고, 해외 수출형 원전에도 부합되는 원전을 설계하고 있다. APR+의 경쟁력을 확인하기 위해 APR+ 표준설계개발 단계에서 3회의 경제성 평가를 수행하였다. 표준설계개발 단계에의 3차(최종) 경제성 평가 결과 APR+ N-th호기는 국내석탄화력 1000MWe급 대비 약 23% 경쟁력 우위인 것으로 평가되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.265-270
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• 1997

차세대원자로(II)에서 개발중인 I&C 계통은 기존 아나로그 신호 체계를 가진 한국 표준형이나 웨스팅하우스형의 원전에 비해, 완전 디지탈화 및 소프트웨어에 의한 제어와 보호 기능 수행, 정보 계통의 클라이언트/서버 개념의 도입등 개선된 성능과 신뢰성을 바탕으로한 운전 지원 향상을 주요한 설계 목표로 추진중에 있다. 정보 흐름의 통로 역할을 수행하는 I&C 분야의 Data Communication Network (DCN)의 성능과 신뢰도는 정보 계통의 전체적인 성능과 신뢰도에 매우 중요하며, 특히 Network Architecture가 핵심 기술로써 개발 중에 있다. 본 논문에서는 차세대 원전의 비안전성 정보 계통에 대해 기술하고, Information Network 의 성능 요건을 설정하였다. 또한 Information Network 설계를 위한 Traffic Load 를 간략히 분석한후, 이 결과로부터 Network Performance 증가를 통한 전송 신뢰도 향상을 위한 Information Network Topology 와 Architecture를 개발하였다.

• 한국인터넷방송통신학회논문지
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• 제9권4호
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• pp.145-152
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• 2009

본 우리나라 고리원전 1호기의 주제어실은 2007년에 부분 개선되었고 2013년에 완전 개량형화 될 예정이다. 부분 개선을 통해 원래의 아나로그 설비를 일부 대체하는 디지털 제어설비가 도입되었으며 안전변수표시 장치같이 단독으로 사용되던 전산시스템이 발전소 전산시스템에 통합되었다. 2015년에는 디지털화를 바탕으로 한 한국표준원전주제어실의 개량이 예정되어 있으나 현장 엔지니어와 운전원들은 개량형주제어실에 대해 호의적이지 않은 실정이다. 따라서 현장 운전원과 엔지니어들의 수용성을 제고하고 또한 사용자 인터페이스와 계측제어 구조를 평가하기 위한 표준형원전의 개량형주제어실 모형이 개발되었으며 모형에는 운전원들의 업무 지원성을 향상시킬 수 있도록 화면이 다중 층으로 구성되며 층간에는 상황추종메뉴로 연결되어 있는 P&ID 베이스 디스플레이 시스템이 채택되었다. 이 시스템은 첫 번째 층에는 간략화 된 P&ID가 디스플레이 되고 계속해서 자세한 추가 정보를 디스플레이 할 수 있도록 고안하였다. 디지털 시스템의 신뢰성과 운전성을 고려한 한국표준원전 개량형주제어실(MCR)의 최종형태가 제시되었으며 추가해서 운전에 영향을 미치지 않도록 발전소 정기보수 기간 중에 주제어실 현대화 작업을 수행할 수 있는 방안이 제시되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.699-706
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• 1998

한국원자력연구소에서는 원자력중장기연구의 일환으로 한국형 표준원전을 모의하는 종합열수력실증실험을 계획하고 있으며, 현재 실험장치에 대한 척도해석(Scaling Analysis), 예비해석(Scoping Analysis) 및 개념설계를 수행하고 있다. 본 논문에서는 영광 3/4호기를 대상으로 척도해석을 통하여 실험장치를 개념설계하고, 저온관 6인치 소형냉각재 상실사고에 대하여 예비해석을 수행한 결과를 보여준다. 개념설계된 실험장치는 높이비가 참조원자로와 동일하고, 체적비가 1/200이다. 실험장치의 개념설계는 이상유동에 대한 3단계 척도법을 적용하였으며, 개념설계의 타당성을 입증하기 위해 RELAP5/MOD3.1 코드를 사용하여 정상상태 및 저온관 6인치 소형냉각재 상실사고시 계통의 거동을 예비 계산하였다. 실험장치에 대한 예비해석결과 사고 거동이 참조원자로와 잘 일치하는 것으로 나타났다. 또한 수평관 및 주냉각재펌프의 척도기준이 사고의 진행과정에 영향을 미치는 중요한 인자로 밝혀졌다

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2006년도 학술논문요약집
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• pp.255-256
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• 2006

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.130-130
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• 2003