• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권3호
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• pp.187-196
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• 2004

경수로형인 한국형 표준원전과 CANDU형 중수로형 원자력 발전소의 가상 중대사고시 대기 중으로 방출되는 방사성 물질로 인한 인체 건강영향에 미치는 리스크를 평가하고 비교하였다. 두 발전소 모두 반경 80km 까지의 인구분포와 2단계 PSA의 결과로 주어지는 방사선원 방출군별 방출 분율과 노심 재고량을 이용하였으며 평가 도구로는 MACCS2를 이용하였다. 인체에 미치는 영향은 조기 사망과 암 사망을 선정하였으며 반경 10 마일 밖으로 소개가 이루어진다고 가정하고 평가 결과는 사고 발생빈도를 고려한 리스크를 CCDF 곡선군으로 나타냈다. 평가 결과에 의하면 경수로형 원전에 비해 중수로형 원전이 리스크가 적게 나타나는데 이는 중수로형 원전이 경수로형 원전에 비해 가상 중대사고로 인해 대기 중으로 방출되는 방사성 물질의 양이 적기 때문이다. 두 발전소 모두 최대 리스크를 보이는 방사선원 방출군의 대표적인 초기사건은 증기발생기 세관파손 사고로 나타났다. 따라서, 경수로형 및 중수로형 발전소 모두 사고로 인한 주변 주민 보호를 위해서는 증기발생기 세관파손 사고의 발생빈도와 이로 인한 대기 중으로의 방사성 물질의 방출을 감소시키기 위한 방안이 강구되어야 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권3호
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• pp.356-367
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• 2018

A series of tests dedicated to station blackout (SBO) accident scenarios have been recently performed at the $Prim{\ddot{a}}rkreislauf-Versuchsanlage$ (primary coolant loop test facility; PKL) facility in the framework of the OECD/NEA PKL-3 project. These investigations address current safety issues related to beyond design basis accident transients with significant core heat up. This work presents a detailed analysis using the best estimate thermal-hydraulic code TRACE (v5.0 Patch4) of different SBO scenarios conducted at the PKL facility; failures of high- and low-pressure safety injection systems together with steam generator (SG) feedwater supply are considered, thus calling for adequate accident management actions and timely implementation of alternative emergency cooling procedures to prevent core meltdown. The presented analysis evaluates the capability of the applied TRACE model of the PKL facility to correctly capture the sequences of events in the different SBO scenarios, namely the SBO tests H2.1, H2.2 run 1 and H2.2 run 2, including symmetric or asymmetric secondary side depressurization, primary side depressurization, accumulator (ACC) injection in the cold legs and secondary side feeding with mobile pump and/or primary side emergency core coolant injection from the fuel pool cooling pump. This study is focused specifically on the prediction of the core exit temperature, which drives the execution of the most relevant accident management actions. This work presents, in particular, the key improvements made to the TRACE model that helped to improve the code predictions, including the modeling of dynamical heat losses, the nodalization of SGs' heat exchanger tubes and the ACCs. Another relevant aspect of this work is to evaluate how well the model simulations of the three different scenarios qualitatively and quantitatively capture the trends and results exhibited by the actual experiments. For instance, how the number of SGs considered for secondary side depressurization affects the heat transfer from primary side; how the discharge capacity of the pressurizer relief valve affects the dynamics of the transient; how ACC initial pressure and nitrogen release affect the grace time between ACC injection and subsequent core heat up; and how well the alternative feeding modes of the secondary and/or primary side with mobile injection pumps affect core quenching and ensure stable long-term core cooling under controlled boiling conditions.

• 비파괴검사학회지
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• 제24권4호
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• pp.384-389
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• 2004

원자력발전소 운전에 따른 경년열화 등에 의하여 원자력발전소 주요 기기 및 재료 등에 손상 발생 가능성이 있어 원자력법 및 관련 기술기준에서는 비파괴검사 방법을 이용하여 원자력발전소 주요 기기 및 배관의 용접부 등 취약 부위에 대한 건전성을 주기적으로 평가토록하고 있다. 이에 따라, 영광 6호기 가동중검사는 기기, 배관 및 구조물 비파괴검사, 압력용기 자동 초음파탐상검사, 원자로 내부 구조물 육안검사 및 증기발생기 전열관 와전류탐상검사로 구분하여 수행하였다. 원자력발전소 계통의 주요기기에 대한 비파괴검사 결과, 기기, 배관 및 구조물과 원자로 압력용기 용접부에 대해서는 특이 사항 발생 없이 적용 규격에 만족되고 건전한 것으로 최종 평가되었다. 특히, 배관 용접부에 대한 초음파탐상검사는 영광 5호기에서와 마찬가지로 ASME Code Sec. XI 1995년도 판에 따라 기량검증(Performance Demonstration : PD) 방법을 적용함으로써 검사 신뢰도를 확보하였다는데 큰 의미가 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권3호
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• pp.175-182
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• 1986

원자력 1호기의 설계 기준 사고인 외부 전원 상실 사고를 열, 수력학적 최적 계산용 코드인 RELAP5/MOD1/NSC를 사용하여 모의하였다. 본 분석은 최적 계산모델로 수행되었으나, 사고 전개 및 가정등 보수성을 갖는 평가 방법에 의거하였다. 해석결과중 노심평균온도, 증기발생기 및 가압기 수위 등의 중요한 열·수력학적 변수를 원자력 1호기의 최종 안전성 분석보고서의 결과와 비교하였다. 본 해석결과에서 노심평균온도와 가압기 수위는 보다 낮게, 증기발생기 수위는 보다 높게 나타남으로써 더 향상된 안전한계치를 확인하였다. 이것은 본 해석에서 최적 열·수력 모델을 사용하였을 뿐만 아니라 초기치로써 최적 값을 택하였기 때문에 얻어지는 결과이며, 또한 이와 같은 유형의 산고 (2차 계통의 열제거 능력 상실 사고)에서 원자력 1호기의 안전성을 더욱더 입증시켜 주는 것이다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제13권7호
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• pp.3275-3284
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• 2012

본 논문은 국내 농업용저수지의 성층현상을 방지하고자 물순환장치를 설치하였을 때, 3차원 수리해석모델인 EFDC를 이용하여 부유물질 이송확산모의를 하였다. 이를 통해 물순환장치의 이송확산범위를 예측하고, 다양한 운전인자를 조절함으로써 최적의 운전인자를 도출하여 물순환으로 인한 내부변화의 영향을 최소화하고자 하였다. 3차원 이송확산모의 결과에 의하면, 30일 이후에 전 수층에 걸쳐 물순환이 시작되며, 100일 이후 저수지의 전체순환이 가능한 것으로 모의되었다. 또한, 연속운전보다 간헐운전이 저수지 전 구간에서 이송확산농도가 낮게 나타났으며, 안정적으로 전체순환이 일어났다. 물순환장치의 표층과 저층 혼합비율은 표층 혼합율이 높을수록 저수지 영향을 감소시킬 수 있으며, 3:1 동일조건일 경우, Case 8(50일운전:50일정지) 조건이 저수지의 내부영향을 최소화할 수 있을 것으로 나타났다.

• 전자공학회논문지SC
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• 제39권1호
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• pp.66-75
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• 2002

IEEE 802.11a에 의해 규정되어진 데이터 전송속도 12Mbps, 부호화 율 1/2, 구속장이 7인 무선 LAN용 비터비 디코더의 이론적인 성능분석을 위해서 Cramer법칙을 이용하여 전달함수를 구하고 가산성 백색 가우시안 잡음 환경하에서 각 구속장 별 첫 번째 사건에서의 에러 확률과 비트 에러 확률을 구하였다. 설계과정에서는 4 비트 연성판정을 위해 입력 심볼을 16단계로 양자화 하였으며, 역 추적을 위한 방식으로 메모리를 사용하는 대신 레지스터 교환방식을 사용함으로써 다수결 결정이 가능한 구조를 제시하였다. 구현과정에서는 12Mbps 고속의 데이터를 처리하기 위해 파이프 라인을 적용한 병렬구조를 갖는 비터비 디코더와 가산성 백색 가우시안 잡음 설계를 FPGA 칩을 사용하여 구현하여 실시간 환경에서 성능검증을 하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제29권3호
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• pp.209-218
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• 2016

최근 신재생 에너지 중 하나인 풍력발전에 대한 관심이 증가하고 있다. 풍력발전은 토지구입비, 소음문제에 자유로운 해상풍력으로 추세가 옮겨가고 있으며 이를 위한 연구개발이 전 세계적으로 활발히 이루어지고 있다. 그러나 해상에 위치한 풍력발전을 위한 설계기준은 국내, 국외 모두 없는 실정이다. 이 점을 고려하여 국내, 국외의 구조설계기준인 도로교 설계기준, 항만 및 어항 설계기준, DNV OS를 참고하여 다중 파일기초 콘크리트 지지구조물(MCF)의 내진해석을 수행하여 결과를 비교하였다. 또한 시간에 의한 효과를 확인하기 위하여 시간이력 해석 또한 수행되었다. 부가질량법(Added-mass method)을 사용하여 물과 구조의 상호작용을 고려하였고 물의 유무에 따라 구조물의 반응을 비교하였다.

• 한국해양공학회지
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• 제23권5호
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• pp.25-31
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• 2009

The most important component of wind turbine is rotor blades. The developing method of wind turbine was focused on design of rotor blade. By the way, the design of a rotating body is more decisive process in order to adjust the performance of wind turbine. For instance, the design allows the designer to specify the wind characteristics derived by topographical map. The iterative solver is then used to adjust one of the selected inputs so that the desired rotating performance which is directly related to power generating capacity and efficiency is achieved. Furthermore, in order to save the money for manufacturing the rotor blades and to decrease the maintenance fee of wind power generation plant, while decelerating the cut-in speed of rotor. Therefore, the design and manufacturing of rotating body is understood as a substantial technology of wind power generation plant development. The aiming of this study is building-up the profitable approach to designing of rotating body as a system for the wind power generation plant. The process was conducted in two steps. Firstly, general designing and it’s serial testing of rotating body for voltage measurement. Secondly, the serial test results above were examined with the CFD code. Then, the analysis is made on the basis of amount of electricity generated by rotor-blades and of cut-in speed of generator.

• 전자공학회논문지C
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• 제36C권1호
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• pp.1-11
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• 1999

본 논문에서는 이동 통신 시스템에서 많이 사용되는 다양한 사양의 비터비 복호기를 자동으로 생성할 수 있는 가변적 비터비 복호기의 설계방법을 제안한다. 여기서 제안하는 가변적 비터비 복호기는 구속장, 부호율, 생성다항식 등의 길쌈부호기 사양, 프레임당의 비트 수, 전송 속도 등의 데이터 전송 사양, 그리고 복호기의 성능을 위한 연판정 비트수 등을 매개 변수화(parameterization)하여, 사용자가 제공하는 사양변수에 맞는 비터비 복호기를 최적으로 자동 생성하도록 설계되었다. 이를 위해 C 언어로 설계된 사용자 인터페이스 환경 모듈을 구현하였고, 또한 VHDL 언어와 generic 변수를 활용한 비터비 복호기의 기능 블록 모듈이 계층 구조적으로 설계되었다. 설계된 가변적 비터비 복호기의 검증을 위해, IS-95 CDMA 시스템의 규격에 맞는 비터비 복호기를 자동 생성하여 기존의 설계된 내용과 비교 검증하였다. 제안된 방식은 앞으로 사양이 조금씩 바뀔 때마다 비터비 복호기를 새로이 설계할 필요없이, 변경된 사양만 제공함으로써 매우 빠른 시간내에 변경된 하드웨어 설계를 얻을 수 있는 새로운 설계방식이라 할 수 있다.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2010년도 춘계학술발표대회 초록집
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• pp.43-46
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• 2010

As the nuclear power plant has been constructed continuously for several decades in Korea, the welding technology for components manufacturing and installation has been improved largely. Standardization for weld test and qualification was also established systematically according to the concerned code. The welding for the main components requires the high reliability to keep the constant quality level, which means the repeatability of weld quality. Therefore the weld process qualified by thorough test and evaluation is able to be applied for manufacturing. Narrow gap SAW and GTAW process are usually applied for girth seam welding of pressure vessel like Reactor vessel, steam generator, and etc. For the surface cladding with stainless steel and Inconel material, strip welding process is mainly used. Inside cladding of nozzles is additionally applied with Hot wire GTAW and semi-auto welding process. Especially the weld joint having elliptical weld line on curved surface needs a specialized weld system which is automatically rotating with adjusting position of the head torch. The small sized pipe, tube, and internal parts of reactor vessel requests precise weld processes like an automatic GTAW and electron beam welding. Welding of dissimilar materials including Inconel690 material has high possibility of weld defects like a lack of fusion, various types of crack. To avoid these kinds of problem, optimum weld parameters and sequence should be set up through the many tests. As the life extension of nuclear power plant is general trend, weld technologies having higher reliability is required gradually. More development of specialized welding systems, weld part analysis and evaluation, and life prediction for main components should be taken into a consideration extensively.