• Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea
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• v.10 no.1 s.47
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• pp.63-74
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• 2006

The seismic fragility analysis method has been used as a quantitative seismic safety evaluation method for the NPP(Nuclear Power Plant) structures and equipments. The seismic fragility analysis gives a realistic seismic capacity excluding the convertism included in the design stage. The conservatism is considered as the probabilistic parameters related to the response and capacity in the seismic fragility analysis. In this study, the displacement based seismic fragility analysis method was proposed based on the nonlinear dynamic analysis results. In this study, the seismic safety of the prestressed concrete containment building of KSNP(Korean Standard Nuclear Power Plant) was evaluated for the scenario earthquakes, neat-fault, far-fault, design earthquake and probability based scenario earthquake, which can be occurred in the NPP sites.

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• s.275
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• pp.49-54
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• 1999

우리 나라에 제3의 에너지 원자력발전소인 고리 1호기가 ''78년 4월 상업운전을 시작한 이래 우리의 원자력발전은 22년 동안 지속적인 건설과 효과적 운영으로 꾸준히 성장하여 청년기에 이르렀다. 고리 1호기 건설 당시에는 원전 건설 경험이 전무한 상태였고 국내 산업의 기반도 취약하여 어려움이 많았으나 그 동안 후속기 건설로 경험과 기술을 축적하여 현재는 기술자립도 95$\%$에 달하는 한국표준형 원전을 건설하는 단계에 이르렀다. 이와 더불어 원자력발전소 운영의 선진화를 위한 지속적인 노력과 경험을 바탕으로 ''91년 이래 국내 원자력발전소 이용률은 80$\%$이상을 유지하고 있으며 호기 당 고장 건수도 꾸준히 감소하여 고장 정지율도 호기 당 0.2건을 목표로 지속적인 노력을 하고 있다. 이처럼 원자력 발전소 운영에 절대적인 선진화를 앞당기며 21세기를 선도해 나가는 효율적인 운영을 추구하기 위하여 과거 21년간의 원자력 발전 현황에 대한 운전시간과 정지시간을 지수화하여 변화되는 추이를 살펴보고 이를 토대로 새로 건설되는 원자력 발전소의 발전운영 상태를 가늠할 수 있는 지표를 만들고자 한다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.34 no.4
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• pp.311-317
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• 2014

The Pressurized water reactor owners group (PWROG) developed and applied a risk-informed in-service inspection (RI-ISI) program, as an alternative to the existing ASME Section XI' sampling inspection method. The RI-ISI programs enhance overall safety by focusing inspections of piping at high safety significance (HSS) locations where failure mechanisms are likely to be present. Additionally, the RI-ISI program can reduce nondestructive evaluation (NDE) exams, man-rem exposure for inspectors, and inspection time, among other benefits. The RI-ISI method of in-service piping inspection was applied to 3 units (KSNPs: Korea standard nuclear power plants) and is being deployed to the other units. In this paper, the results of RI-ISI for a Framatome type (France CPI) nuclear power plant are presented. It was concluded that application of RI-ISI to the plant could enhance and maintain plant safety, as well as provide the benefits of greater reliability.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.6 no.1
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• pp.37-42
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• 2010

The stay cylinder weld at the steam generator of Korean Standard Nuclear Power Plants is safety class I component and is subjected to be inspected by the volumetric examination such as ultrasonic method. As accessibility of this area is limited due to the narrow space and high radiation, the existing manual inspection method involves various difficulties. Moreover operators may be exposed to internal contamination by contaminated dust during the surface buffing process to improve the inspection reliability of this area. Recently the new automatic inspection system for stay cylinder welds has been developed. The inspection system basically consists of a driving assembly, data acquisition device and signal processing units. The driving assembly is classified by 1) the scanner for inspecting and buffing the weld, 2) pillars for guiding the scanner and 3) the base frame for loading and supporting pillars. The scanner has 4 sensor modules to inspect in 4 refracted angles and 4 incident directions. These components can be inserted into the skirt of the stay cylinder through the manway hole and assembled easily by one-touch in the skirt. Data acquisition device and signal processing units developed in previous works are also newly upgraded for better processing of data analysis and evaluation. The system has been successfully demonstrated not only in the mock-up but also in the field. In this paper, newly developed inspection system for the stay cylinder weld of the steam generator is introduced and their field applications are discussed.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.556-561
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• 1996

원자력발전소에서 표준주기는 장주기운전에 비해 상대적으로 잦은 연차보수로 인한 발전소 안전관리 및 경제성 측면에서 불리하여 점차 장주기 운전으로 전환하고 있는 것이 세계적 추세이다. 영광 3호기를 시작으로 국내에서 본격 가동되고 있는 1000MWe급 한국형표준원전은 12개월 주기로 운전되고 있으나 미국내 CE형 동급 발전소는 이미 18개월 주기가 상용 채택되고 있다. 국내 CE형 발전소에도 장주기 운전방침을 채택할 경우 발전소 이용률 향상은 물론이고 단주기의 취약점을 개선할 수 있는 효과를 기대할 수가 있다. 따라서 본 논문은 영광 3,4호기 원자력발전소에서의 장주기 운전에 따른 계통설계 안정성 평가를 통하여 장주기운전 적용 타당성 분석을 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.141-147
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• 1996

1979년 3월 Three Mile Island 2 (TMI-2) 발전소에서 사고가 발생했을 때 원자로용기내에 생성된 수소기체로 인하여 운전원은 원자로용기의 수위를 정확히 측정할 수 없었으며, 이로 인하여 사고상태를 신속히 파악하지 못하였다. TMI 사고이후 미국 원자력규제위원회 NRC는 이 같은 문제점을 해결하고자 미국내 모든 원전에서 사고 또는 비정상 조건이 발생할 경우에 원자로 용기 수위에 대하여 운전원이 신뢰성을 갖을 수 있는 후속조치를 수행토록 요구하였다. 또한 미국의 대표적인 전력연구소인 EFRI에서는 개량형 경수로 (Advanced Light Water Reactor : ALWR) 설계 요건으로 이러한 설계가 반영되도록 요건화 하였다.［1］. 본 논문에서는 2,825 MWt급 한국형 표준원전을 대상으로 EPRI에서 요구한 설계요건에 따라 TMI 2 발전소에서와 같은 사고로 인하여 수소기체가 발생했을 경우와 발전소가 비정상 상태로 인하여 증기가 발생했을 경우에, 이를 신속히 제거하여 운전원이 원자로용기의 수위를 정확히 감지할 수 있도록 하는 설계 방안을 검토하였다. 따라서, 설계방안으로 원자로용기에 모인 증기 또는 수소기체를 계통중 가장 높은 위치에 있으며, 계통구성 기기중 유일하게 2상을 유지하고 있는 가압기로 배출시키고자 두 기기간에 연결관을 설치하는 방안에 대해서 분석하였다. 원자로용기 상부해드와 가압기를 연결하는 방안은 여러가지가 있으나, 검토한 결과 한국형 표준원전에서는 연결관을 가압기 상부해드보다 4m 높게하여 원자로용기 상부해드와 연결하는 방안이 EPRI의 설계요건을 만족하면서 기존설계에 영향을 가장 적게 미치는 적합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고

• 한국IT서비스학회:학술대회논문집
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• 2009.05a
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• pp.255-259
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• 2009

해외시장 진출이 가능한 국내 고유노형 개발을 목표로 지난 '07년 8월부터 APR+(Advanced Power Reactor Plus)기술개발 사업이 추진 중에 있다. 본 사업을 통하여 생산 되는 원전 설계 결과물들을 기존의 파일 기반 관리 시스템에서 진일보한 데이터 기반 관리시스템을 개발하여 관리하고자 한다. 본 시스템은 원자력 발전소 전 수명주기 동안 데이터 간의 유기적 연계 사용을 목표로 하고 국제표준을 사용하여 개방형 시스템으로 구축한다. 본 연구는 APR+ 설계정보관리시스템 구축을 위한 기반연구로써 국제표준 기술 및 원자력 발전 분야의 정보관리 사례 등을 분석하여 시스템 개발 방향을 전망하고자 한다.

• KIPS Transactions on Computer and Communication Systems
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• v.2 no.12
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• pp.561-568
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• 2013

Instrumentation and control system in nuclear power plant performs protecting, controling and monitoring safety operation of Nuclear Power Plant. As cyber attack to the control equipment of instrumentation and control system can cause reactor shutdown and radiation release, it is required to design the instrumentation and control system considering cyber security in accordance with regulatory guides and industrial standards. In this paper, we proposed a design method of uni-directional communication structure which is required in the design of defense-in-depth model according to regulatory guides and industrial standards and we implemented a communication board with the proposed method. This communication board was tested in various test environments and test items and we concluded it can provide uni-directional communication structure required to design of defense-in-depth model against cyber attack by analyzing the results. The proposed method and implemented communication board were applied in the design of SMART (system-integrated modular advanced reactor) I&C (instrumentation and control) systems.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2003.05a
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• pp.437-443
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• 2003

전범위 복제형 시뮬레이터에 의해 이루어진 원자력 및 화력발전소에서의 운전원교육은 훈련원에게 실제 발전소 주제어실에서 운전한다는 인식을 시켜 실제감을 느끼게 한다는 면에서 장점이 있으나, 막대한 하드웨어 개발비용과 또한 동일 장소에 훈련원들이 모여야 한다는 공간적인 제약성을 가지고 있다. 이에 전력연구원은 3차원 웹기술을 접목하여 가상으로 주제어실을 개발하여 네트워크를 통하여 하나의 사이버 공간에서 공동으로 하나의 작업을 수행케 하는 Collaboration 기능을 탑재한 강의실용 가상주제어실 교육훈련 시스템(VRMCR : Virtual Reality Main Control Room)을 개발하였다. VRMCR은 3차원 웹(Web) 기술을 적용하여 공간을 이동하면서 버튼, 계기판, 경보판 등의 형상을 파악할 수 있으며, 주요 계기들은 시뮬레이터와 연동되어 있어서 특정 스위치를 조작하면 경보판의 울림, 계기판의 변화 등을 감지할 수 있도록 개발하였다. 또한 교육생들이 하나의 팀을 구성하여 네트워크상의 자신의 컴퓨터에서 각종계기의 조작 및 문제 상황 대처 방법을 학습할 수 있을 뿐 아니라, Cyber Glove, HMD 둥의 가상현실 장비를 이용하여 사용자로 하여금 한층 더 몰입감을 느낄 수 있도록 하였다.

• Journal of the Korean Society of Safety
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• v.26 no.6
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• pp.85-89
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• 2011

Component reliability data were analyzed by using PRinS(Plant Reliability data information System) based on the latest operating experiences of eight KSNPs(Korea Standard Nuclear Power plants), and these new data were applied to the KSNP PSA models. In addition, the existing PSA models were revised for reflecting as-built and as-operated plant conditions. As a result of newly performing PSA in this paper, CDF and LERF were estimated 26.1% and 18.2% lower than the existing values, respectively. It was identified that the risk measures decreased not because of revising the models but because of applying the new component reliability data. The result and the method of this paper could be used when generating plant specific data and performing the living PSA in the future.