• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2005.10a
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• pp.316-321
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• 2005

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.341.1-341
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.176-177
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.166-166
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• 2002

• Journal of Energy Engineering
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• v.23 no.4
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• pp.236-239
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• 2014

KHNP CRI has been developing APR+ nuclear power plant since 2007, which is GEN III+ model with 1500 MWe capacity. To develop safer and more economical nuclear power plant than APR1400, we investigated advanced design features of ALWR(advanced light water reactor) being constructed in Korea and being developed/constructed in foreign countries. We applied the advanced design features and lessons learned from Fukushima accident to develop APR+ standard design suitable for both domestic construction and overseas construction business. Three economic assessments have performed during standard design phase of APR+. The result of the 3th(final) economic analysis for APR+ standard design showed that APR+ N-th plant was about 23% more economical than coal-fired 1,000MW power plant.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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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.

• The Journal of the Institute of Internet, Broadcasting and Communication
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• v.9 no.4
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• pp.145-152
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• 2009

Domestic Kori-1 MCR was partially modified in 2007 and will be renovated entirely in 2013. Digital devices partially replacing original analog devices have been introduced and standard alone computer systems such as SPDS have been integrated into the plant computer. Upgrading KSNP's MCR based on the ditalization is planned for 2015. However, the site engineers and operators are reluctant to the advanced systems. Therefore, a prototype for the KSNP's advanced MCR has been developed to increase the acceptance level of the operators and field engineers and also, to evaluate user interfaces and I&C architecture. For enhancing support of the operators' work, a P&ID based display system composed of multi-layers, which are linked through a context sensitive menu each other, has been adopted. The $1^{st}$ layer displays a simplified P&ID, the $2^{nd}$ layer control related diagrams such as controllers and logic diagrams, the $3^{rd}$ layer trends, etc. The end point view of MCR for KSNP is also suggested considering reliability and operability of the digital systems. Additionally, modernization strategies over the overhaul periods, that do not have much impact on operation and configuration efforts are suggested.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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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

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2006.06a
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• pp.255-256
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• 2006

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