• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권4호
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• pp.1032-1036
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• 2019

When the equipment which is related to safety or important to power production is installed in nuclear power plant units (NPPs), verification of equipment Electromagnetic Susceptibility (EMS) must be performed. The low-frequency radiated magnetic field susceptibility (RS101) test is one of the EMS tests specified in U.S NRC (Nuclear Regulatory Commission) Regulatory Guide (RG) 1.180 revision 1. The RS101 test verifies the ability of equipment installed in close proximity to sources of large radiated magnetic fields to withstand them. However, RG 1.180 revision 1 allows for an exemption of the low-frequency radiated magnetic susceptibility (RS101) test if the safety-related equipment will not be installed in areas with strong sources of magnetic fields. There is no specific exemption criterion in RG 1.180 revision 1. EPRI TR-102323 revision 4 specifically provides a guide that the low-frequency radiated magnetic field susceptibility (RS101) test can be conservatively exempted for equipment installed at least 1 m away from the sources of large magnetic fields (>300 A/m). But there is no exemption criterion for equipment installed within 1 m of the sources of smaller magnetic fields (<300 A/m). Since some types of equipment radiating magnetic flux are often installed near safety related equipment in an electrical equipment room (EER) and main control room (MCR), the RS101 test exemption criterion needs to be reasonably defined for the cases of installation within 1 m. There is also insufficient data regarding the strength of magnetic fields that can be used in NPPs. In order to ensure confidence in the RS101 test exemption criterion, we measured the strength of low-frequency radiated magnetic fields by distance. This study is expected to provide an insight into the RS101 test exemption criterion that meets the RG 1.180 revision 1. It also provides a margin analysis that can be used to mitigate the influence of low-frequency radiated magnetic field sources in NPPs.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권2호
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• pp.552-557
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• 2024

The actual swelling of AgInCd absorber might exceed the predicted swelling value after years of service in pressurized water reactors, and the chemical and microstructural changes of AgInCd absorber induced by transmutation reactions are the main reason for the swelling acceleration of AgInCd absorber. In the present study, a model for calculating the irradiation swelling of AgInCd absorber in nuclear control rods is developed according to chemical and microstructural changes of AgInCd absorber. In this model, the chemical compositions of AgInCd absorber as a function of the thermal neutron fluence are firstly calculated, and then the volume of AgInCd absorber after irradiation is obtained on the basis of the crystallographic parameters of phases in the AgInCd absorber, and the irradiation swelling of AgInCd absorber is finally calculated. The crystallographic parameters can be obtained by preparing the simulated AgInCd alloys and fitting the experimental data. The model calculating results of irradiation swelling are in good agreement with the actual swelling data in literature. More importantly, the present model can well explain the EPRI results of the acceleration in the diametral swelling rate above 6-8 × 10²⁰ n/cm² and the decrease in the diametral swelling rate above about 2 × 10²¹ n/cm².

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제24권3호
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• pp.295-305
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• 2011

본 연구에서는 원자력발전소의 주요 설비중의 하나인 전기설비를 대상으로 지진취약도 재평가를 위한 진동대 실험을 수행하였다. 원자력발전소 내에는 많은 전기설비들이 설치되어 있으며, 이러한 전기설비의 손상은 전기설비 자체의 손상에서 그치는 것이 아니고 발전소 전체의 안전성에 큰 영향을 미칠 수 있다. 따라서 원자력발전소의 확률론적 지진안전성 평가에서는 주요 전기설비에 대한 지진취약도 결과를 활용한 평가를 수행하고 있다. 본 연구에서는 기존의 확률론적 지진안전성 평가에서 사용하고 있는 전기설비의 지진취약도 값에 대한 재평가를 위하여 원자력발전소에서 사용하고 있는 주요 기기에 대한 진동대 실험을 수행하였다. 평가대상 전기설비로는 480V MCC를 선정하였으며, 진동대 실험을 위하여 NRC 설계지진, 등재해도 스펙트럼에 의한 인공지진 그리고 PAB165'에서의 층응답스펙트럼을 이용한 인공지진의 3가지 지진파를 이용하였다. 설계지진동 수준인 최대지반가속도 0.2g부터 단계적으로 입력수준을 증가시키면서 실험을 수행하였다. NUREG/CR-5203에서 제시하고 있는 방법에 의거하여 캐비넷에서의 증폭비를 비교하였으며, EPRI TR-103959의 방법으로 취약도 평가를 수행하여 기존의 확률론적 지진안전성 평가에서 사용하고 있는 지진취약도 결과와 비교하였다. 결론적으로 기존의 보고서에서 제시하고 있는 취약도 결과가 다소 보수적으로 평가하고 있음을 알 수 있었다.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 한국신재생에너지학회 2010년도 추계학술대회 초록집
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• pp.130.2-130.2
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• 2010

2020년까지 대형 CCS (Carbon Capture and Storage) Demo Plant 시장 (100MW 이상) 이 형성될 전망이다. 발전 부문에서 대규모 CCS 실증 프로젝트는 총 44개이며 연소전(41%), 연소후(28%), 순산소(3%) 프로젝트가 계획되어 있다. 순산소 연소 기술은 실증진입단계, 연소후(USC) 기술은 상용화 추진단계, 연소전 (IGCC) 기술은 실증완료 이후 상용화 진입 단계이다. IGCC 발전의 석탄가스화 기술은 타 산업분야에 서 상용화 되어있어 기술신뢰성이 높다. IGCC 단위설비 기술 개발을 통한 성능개선 및 비용절감에 대한 잠재력을 가지고 있기 때문에 미래의 석탄발전기술로 고려되고 있다. IGCC 기술은 가장 상용화에 앞서있지만 아직까지 IGCC+CCS 대형 설비가 운전된 사례가 전 세계적으로 없으며 미국 EPRI 등에서 Feasibility Study 단계이다. 현재 국책과제로 수행중인 300MW급 태안 IGCC 플랜트를 대상으로 향후 CCS 설비를 적용했을 경우에 대해 기술 타당성 검증을 목적으로 IGCC+CCS 모델링을 수행하였다. 모델링은 스크러버 후단의 합성 가스를 대상으로 하였다. Water Gas Shift Reaction (WGSR) 공정 및 Selexol 공정을 구성하여 최종 단에서 수소 연료를 생산할 수 있도록 하였다. WGSR 공정은 Co/Mo 촉매반응기로 구성되었다. WGSR 모델링을 통하여 주입되는 스팀량 (1~2 mol-steam/mol-CO) 및 온도 변화 ($220-550^{\circ}C$)에 따른 CO가스의 전환율을 분석하여 경제적인 설계조건을 선정하였다. Selexol 공정은 $H_2S$ Absorber, $H_2S$ Stripper, $CO_2$ Absorber, $CO_2$ Flash Drum으로 구성된다. Selexol 공정의 $CO_2$와 $H_2S$ 선택도를 분석 하였으며 단위 설비별 설계 조건을 예측하였다. 모델링 결과 59kg/s의 합성가스($137^{\circ}C$, 41bar, 가스 조성은 $CO_2$ 1.2%, CO 57.2%, $H_2$ 23.2%, $H_2S$ 0.02%)가 WGSR Process를 통해 98% CO가 $CO_2$ 로 전환되었다. Selexol 공정을 통해 $H_2S$ 제거율은 99.9%, $CO_2$제거율은 96.4%이었고 14.9kg/s의 $H_2$(86.9%) 연료를 얻었다. 모델링 결과는 신뢰성 검증을 통해 IGCC+CCS 전체 플랜트의 성능예측과 Feasibility Study를 위한 자료로 활용될 예정이다.

• 한국정보과학회:학술대회논문집
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• 한국정보과학회 2006년도 가을 학술발표논문집 Vol.33 No.2 (D)
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• pp.350-355
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• 2006

선진 전력시장의 경우, 전력산업의 환경변화에 따라 소비자의 역할이 증대되고 있으며 이와 더불어 IT 기반의 다양한 소비자 중심의 전력부가서비스의 개발이 시도되고 있거나 일부 제공되고 있다. 이러한 서비스의 발전은 시간이 흐르면서 단방향이 아닌 양방향 통신 기반의 소비자 중심 서비스에 대한 연구로 확대되고 있다. 특히, 미국 EPRI의 IntelliGrid 컨소시엄에서 제시한 수용가 포탈 시스템은 소비자 영역내의 장비와 에너지 서비스 기관 간의 양방향 통신을 전제함으로써 이루어지는 통합적인 개념의 서비스 기반으로써, 공급자를 포함한 ESP(Energy Service Provider)와 소비자는 수용가 포탈을 기반으로 원활한 커뮤니케이션을 수행하고 그 결과를 이용한 부가적 이익을 누릴 수 있게 된다. 이에 비해 국내의 전력부가서비스 제공 수준은 이제 겨우 시작 단계에 불과하지만, 서비스에 대한 인식 정도와 IT기술의 발전 속도를 생각해 본다면 머지않아 국내 전력산업에서도 현재의 서비스 제공 수준을 한 단계 넘어선 양방향 통신 기반의 수준 높은 전력부가서비스를 요구하게 될 것이다. 따라서, 국내 환경에 적합한 수용가 포탈 시스템 기반의 전력부가서비스 창출은 수용가에게는 비용 절감이 가능한 합리적인 소비를 제시하고, ESP(Energy Service Provider)에게는 부하·수요관리 및 투자비를 절감할 수 있는 기회를 제공해야 할 것이다. 본 논문에서는 새로운 전력부가서비스 기반인 수용가 포탈시스템을 분석하고, 현행 전력부가서비스의 현황과 동향 분석, 적용가능 기술 분석, 타 산업 벤치마킹을 통해 국내환경에 적합한 수용가 포탈 시스템 기반의 전력부가서비스 선정 및 구축 방안을 제시하고자 한다.원 사용이 가능하도록 설계하였다.서버로 분산처리하게 함으로써 성능에 대한 신뢰성을 향상 시킬 수 있는 Load Balancing System을 제안한다.할 때 가장 효과적인 라우팅 프로토콜이라고 할 수 있다.iRNA 상의 의존관계를 분석할 수 있었다.수안보 등 지역에서 나타난다 이러한 이상대 주변에는 대개 온천이 발달되어 있었거나 새로 개발되어 있는 곳이다. 온천에 이용하고 있는 시추공의 자료는 배제하였으나 온천이응으로 직접적으로 영향을 받지 않은 시추공의 자료는 사용하였다 이러한 온천 주변 지역이라 하더라도 실제는 온천의 pumping 으로 인한 대류현상으로 주변 일대의 온도를 올려놓았기 때문에 비교적 높은 지열류량 값을 보인다. 한편 한반도 남동부 일대는 이번 추가된 자료에 의해 새로운 지열류량 분포 변화가 나타났다 강원 북부 오색온천지역 부근에서 높은 지열류량 분포를 보이며 또한 우리나라 대단층 중의 하나인 양산단층과 같은 방향으로 발달한 밀양단층, 모량단층, 동래단층 등 주변부로 NNE-SSW 방향의 지열류량 이상대가 발달한다. 이것으로 볼 때 지열류량은 지질구조와 무관하지 않음을 파악할 수 있다. 특히 이러한 단층대 주변은 지열수의 순환이 깊은 심도까지 가능하므로 이러한 대류현상으로 지표부근까지 높은 지온 전달이 되어 나타나는 것으로 판단된다.의 안정된 방사성표지효율을 보였다. $^{99m}Tc$-transferrin을 이용한 감염영상을 성공적으로 얻을 수 있었으며, $^{67}Ga$-citrate 영상과 비교하여 더 빠른 시간 안에 우수한 영상을 얻을 수 있었다. 그러므로 $^{99m}Tc$-transierrin이 감염 병소의 영상진단

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권4호
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• pp.455-472
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• 2018

국내의 사용후핵연료가 증가함에 따라 사용후핵연료 저장조는 곧 포화가 될 것으로 예상된다. 따라서 사용후핵연료 건식저장 운영 및 관리 방안에 대해 연구하는 것은 매우 중요하다. 미국에서는 오랜 기간 건식저장을 운영해왔으며 이를 바탕으로 사용후핵연료 건식저장 운영 및 관리 방안에 대해 많은 연구가 수행되고 있다. 그러나 우리나라에서는 경수로 사용후핵연료건식저장 경험이 없으며 관련 관리방안 및 구체적인 기준이 매우 부족한 현실이다. 건식저장기간 동안 주요한 이슈중의 하나는 건식저장용기 열화현상이며 대표적으로 응력부식균열에 의한 부식현상이 있다. 미국에서는 U.S. DOE, U.S. NRC, 그리고 EPRI 주관 아래 건식저장 캐니스터에서의 염화물 응력부식균열에 관한 많은 연구들을 수행하고 있다. 또한 건식저장 캐니스터의 염화물 응력부식균열 현상을 설명하기 위해 SNL에서는 확률론적 응력부식균열 모델을 제시하였다. 본 논문에서는 SNL에서 제시한 확률론적 응력부식균열 모델을 검토하였으며 모델에 제시된 주요인자들을 세세하게 분석하였다. 본 논문은 우리나라에서 스테인리스 스틸로 제작된 캐니스터를 경수로 사용후핵연료 건식저장으로 이용할 경우, 건식저장 운영 및 관리 방안을 구축하는 대에 좋은 참고문헌이 될 것이라 사료된다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.19-32
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• 2023

The amount of radioactive waste is expected to dramatically increase with decommissioning of nuclear power plants such as Kori-1, the first nuclear power plant in South Korea. Accurate nuclide analysis is necessary to manage the radioactive wastes safely, but research on verification of radionuclide analysis has yet to be well established. This study aimed to develop the technology that can verify the results of radionuclide analysis based on artificial intelligence. In this study, we propose an anomaly detection algorithm for inspecting the analysis error of radionuclide. We used the data from 'Updated Scaling Factors in Low-Level Radwaste' (NP-5077) published by EPRI (Electric Power Research Institute), and resampling was performed using SMOTE (Synthetic Minority Oversampling Technique) algorithm to augment data. 149,676 augmented data with SMOTE algorithm was used to train the artificial neural networks (classification and anomaly detection networks). 324 NP-5077 report data verified the performance of networks. The anomaly detection algorithm of radionuclide analysis was divided into two modules that detect a case where radioactive waste was incorrectly classified or discriminate an abnormal data such as loss of data or incorrectly written data. The classification network was constructed using the fully connected layer, and the anomaly detection network was composed of the encoder and decoder. The latter was operated by loading the latent vector from the end layer of the classification network. This study conducted exploratory data analysis (i.e., statistics, histogram, correlation, covariance, PCA, k-mean clustering, DBSCAN). As a result of analyzing the data, it is complicated to distinguish the type of radioactive waste because data distribution overlapped each other. In spite of these complexities, our algorithm based on deep learning can distinguish abnormal data from normal data. Radionuclide analysis was verified using our anomaly detection algorithm, and meaningful results were obtained.