• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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• 제어로봇시스템학회 1992년도 한국자동제어학술회의논문집(국제학술편); KOEX, Seoul; 19-21 Oct. 1992
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• pp.74-78
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• 1992

This paper describes an intelligent system to automatic evaluation of eddy current(EC) signal for Inspection of steam generator(SG) tubes in nuclear power plant. Some features of the intelligent system design in the proposed system are : (1) separation of representation scheme ,or event capturing knowledge in EC signal and for structural inspection knowledge in SG tubes inspection; (2) each representation scheme is implemented in different methods, one is syntactic pattern grammar and the other is rule based production. This intelligent system also includes an data base system and an user interface system to support integration of the hybrid knowledge processing methods. The intelligent system based on the proposed concept is useful in simplifying the knowledge elicitation process of the rule based production system, and in increasing the performance in real time signal inspection application.

• 정보보호학회논문지
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• 제29권4호
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• pp.867-875
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• 2019

원자력을 포함한 산업제어시스템에 대한 사이버보안 사건이 증가함에 따라 기술적 보안 조치와 더불어 사이버보안교육 훈련 및 사이버 비상사건 대응 훈련이 요구되고 있다. 대상 설비를 운영 관리하는 담당자들에게 효과적인 사이버보안 인식 및 교육 훈련을 위해서는 센서 수준에서부터 발전소 운영 상태까지 사이버공격으로 인한 영향 분석이 가능한 훈련용 시스템이 요구된다. 이에 본 논문에서는 원자력 운영 상태를 모사하는 발전소 시뮬레이션과 특정 계통의 시뮬레이션 및 물리장치를 포함하는 원자력발전소 사이버보안 훈련용 HIL 시스템을 개발하였다. 이를 통해 계통담당자 및 사이버보안조직을 대상으로 하는 기술적 훈련, 사이버보안 조직 및 비상사건대응 조직을 대상으로 하는 특화된 사이버보안 훈련을 지원하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권4호
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• pp.760-768
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• 2017

The transition temperature shift (TTS) of the reactor pressure vessel materials is an important factor that determines the lifetime of a nuclear power plant. The prediction of the TTS at the end of a plant's lifespan is calculated based on the equation of Regulatory Guide 1.99 revision 2 (RG1.99/2) from the US. The fluence factor in the equation was expressed as a power function, and the exponent value was determined by the early surveillance data in the US. Recently, an advanced approach to estimate the TTS was proposed in various countries for nuclear power plants, and Korea is considering the development of a new TTS model. In this study, the TTS trend of the Korean surveillance test results was analyzed using a nonlinear regression model and a mixed-effect model based on the power function. The nonlinear regression model yielded a similar exponent as the power function in the fluence compared with RG1.99/2. The mixed-effect model had a higher value of the exponent and showed superior goodness of fit compared with the nonlinear regression model. Compared with RG1.99/2 and RG1.99/3, the mixed-effect model provided a more accurate prediction of the TTS.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권8호
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• pp.1217-1233
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• 2018

Following a surge of interest in multi-unit risk in the last few years, many recent studies have suggested methods for multi-unit probabilistic safety assessment (MUPSA) and addressed several related aspects. Most of the existing studies though focused on two-unit nuclear power plant (NPP) sites or used rather simplified probabilistic safety assessment (PSA) models to demonstrate the proposed approaches. When considering an NPP site with three or more units, some approaches are inapplicable or yield very conservative results. Since the number of such sites is increasing, there is a strong need to develop and validate practical approaches to the related MUPSA. This article provides several detailed approaches that are applicable to multi-unit Level 1 PSA for sites with up to six or more reactor units. To validate the approaches, a multi-unit Level 1 PSA model is developed and the site core damage frequency is estimated for each of four representative multi-unit initiators, as well as for the case of a simultaneous occurrence of independent single-unit initiators in multiple units. For this purpose, an NPP site with six identical OPR-1000 units is considered, with full-scale Level 1 PSA models for a specific OPR-1000 plant used as the base single-unit models.

• 디자인학연구
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• 제17권4호
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• pp.233-240
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• 2004

과학기술이 발달한 현대에 살고 있는 우리는 모두 ‘에너지’로 인해 편리한 생활을 영위하고 있다. 우리나라는 자원빈국으로 에너지원의 대부분을 해외에서 수입하고 있는 실정이며 계속되는 경제 성장과 국민 생활수준의 향상으로 에너지 소비는 더욱 증가하는 추세이다. 원자력은 우리나라처럼 에너지 부존자원이 빈약하고 에너지 수입 의존도가 높은 나라에서는 필수적인 에너지 자립형 대체에너지라고 한다. 하지만 원자력 발전이 위험 시설이라는 부정적인 인식과 방사능 처리 시설에 대한 불신 문제가 이슈화되면서 원자력 발전에 대한 대국민 교육, 홍보가 절실히 요구되고 있다. 이러한 문제를 환경 색채계획의 관점인 친인간, 친환경 색채계획을 목표로 접근하였으며 이를 통해 원자력에 대한 부정적 이미지를 최소화하고 친근하고 자연스러운 이미지를 부각시키며 대 국민 신뢰성 향상 및 청정 이미지 구축이 본 연구의 목표이다. 이를 위하여 일본의 원자력 발전소와 국내 발전소의 사례를 조사, 분석하고 발전소가 건설될 대상지를 방문하여 자연환경, 현황분석을 통하여 구체적인 색을 추출하였으며 지역 주민의 참여를 유도하고자 선물조사를 실시하여 색채계획에 반영하였다. 원자력 발전소의 환경 친화적 이미지구현을 통해 발전소의 안정성 및 친근한 발전소 이미지를 구축하며 원자력 발전에 대한 일반 국민들의 부정적인 인식을 계도하는데 적극적인 홍보 전략 및 수단으로 외관 환경색채계획을 시도하며 이를 통해 원전의 새로운 이미지 창출에 기여할 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권3호
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• pp.151-163
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• 1977

CANDU-PHWR형 원자로인 월성 1호기의 Zircaloy-4 피복 핵연료 설계치를 중심으로 Segel method에 의하며 FACOM 230 OS$_2$/VS 콤퓨터 시스템을 사용하여 핵연료비를 계산하였다. 아울러 핵연료 제조공장의 수덩, 가동을, 곧장시설 낑산규모 증대, 건설지 및 운전비기 변동, 이자율의 변화, 원광가격의 물가상승을, 기술개발인자 등이 핵연료비 계산에 미치는 효과에 패한 민감도를 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.28-36
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• 1993

최근 국내에서 가압경수로형 원자력발전소를 표준화하기 위한 작업이 이루어지고 있다. 본 논문에서는 설계표준화 작업의 일환으로서 원자력발전소 원자로내부구조물에 대한 내진설계기준을 제시하였다. 영광 3,4호기 최종설계단계에서의 운전기준지진에 대한 원자로용기 플랜지와 스너버의 거동을 입력하중으로 사용하여 지진설계하중을 계산하였고 이로부터 원자로내부구조물의 설계에 허용가능한 원자로용기의 거동을 규정하였다. 해석방법등 해석의 전반적인 개요에 대하여 설명하였고 원자로용기의 거동에 따른 원자로내부구조물 각각의 응답에 대하여 자세히 고찰하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제39권2호
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• pp.123-128
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• 2007

In order to apply a static fault-tree (FT) method to a system or a plant whose configuration changes dynamically, condition gates and a post processing method are used to effectively accommodate these changes. An operator's performance change, which can be caused by these configuration changes, should also be considered to assess the risk to a plant in a more realistic manner. This study aims to develop an integrated framework to accommodate various configuration changes and their effect on an operator’s performance by using the FT model. We applied a condition-based human reliability assessment (CBHRA) method to consider various conditions endured by an operator. That is, we integrated the CBHRA method with the conventional post processing method for modeling the system configuration changes. The effect of the condition monitoring systems installed in a plant is also considered. In this study, we show an example application of the integrated framework to a probabilistic safety assessment for the shutdown phase of a nuclear power plant.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제32권3호
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• pp.214-226
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• 2000

In an effort to assess the performance of KAERI's coupled 3D kinetics - system T/H code, MARS/MASTER, Exercise III of the OECD main steam line break benchmark is solved. The analysis model of the reference plant, TMI-1 - a 2772 MWth B&W plant, consists of three major components: a core neutronics model involving 241$\times$28 neutronic nodes, a vessel 3D T/H model consisting of 374 hydrodynamic volumes, and a 1D system T/H model containing 157 hydrodynamic volumes. The results show that there is a significant amount of flow mixing occurring in the upper and lower plenum regions and the core power distribution evolves to a highly localized shape due to the presence of a stuck rod, as well as the asymmetric flow distribution. It is judged that MARS/MASTER properly captures these drastic 3-dimensional effects. Comparisons with other results submitted to OECD confirm the accuracy of the MARS/MASTER solution.

• 방재기술
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• 통권10호
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• pp.27-33
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• 1991

The chernobyl disaster, the most serious and recent incident at an atomic plant, focussed worldwide attention on the danger of nuclear power. In this article, We discuss the fire hazards in nucleer power stations and some of the precautions necessary. Also this deals with each of the reactor components in turn, and the examples of incidents in the nuclear power stations are briefty discribed.