• Nuclear Engineering and Technology
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• 제19권1호
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• pp.10-21
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• 1987

극한적인 열제거 기능 상실사고인 급수관 파열사고에 대한 불확실성 해석을 반응표면방법과 Monte Carlo모사를 이용해서 원자력 1호기에 대하여 수행하였다. 여러번의 RELAP4/MOD6를 이용한 급수관 파열사고 해석을 통해 불확실성 해석의 Data Base를 마련하였으며, 비교 목적으로 평가모형 계산도 수행하였다. 급수관 파열사고 이후의 원자로 냉각재계통 최대 압력에 미치는 영향을 조사비교하기 위해 2증류의 입력 Set에 대한 반응표면방법이 활용되었다. 첫 Set는 6개의 주요 발전소 운전변수로 구성되며, 둘째 Set는 5개 주요 모형변수로 구성된다 결과의 비교 분석을 통해 모형변수의 불확실성 이 최대 압력에 미치는 영 향이 운전변수 불확실성의 영향보다 매우 큰 것이 밝혀졌고, 최대 압력 증가의 약 9%에 해 당되는 여유도 개선도 확인되었다. 또한, 평가모델에서 인정되고 있는 초기 냉각재 노심입구 온도에 대한 가정은 잘못된 것으로 밝혀졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제37권5호
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• pp.479-490
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• 2005

The thermalhydraulic performance of a CANDU-6 reactor loaded with various CANFLEX fuel bundles is evaluated by the NUCIRC code, which is incorporated with recent models of pressure drop and critical heat flux (CHF) predictions based on high-pressure steam-water tests for the CANFLEX bundle as well as a 37-element bundle. The distributions of channel flow rate, channel exit quality, critical channel power (CCP), and critical power ratio (CPR) for the CANFLEX bundles (with natural or recycled uranium fuel) in the CANDU-6 reactor fuel channel are calculated by the code. The effects of axial and radial heat flux on CCP are evaluated by assuming that the recycled uranium fuel (CANFLEX-RU) has the same geometric data as the natural uranium fuel bundle (CANFLEX-NU), but a different power distribution due to different fuel composition and refueling scheme. In addition, the effects of pressure tube creep and bearing-pad height are examined by comparing various results of uncrept, and $3.3\%\;and\;5.1\%$ crept channels loaded with CANFLEX bundles with 1.4 mm or 1.7 mm high bearing-pads with those of the 37-element bundle. The distributions of the channel flow rate and CCP for the CANFLEX-NU or -RU bundle show a typical trend for a CANDU-6 reactor channel, and the CPRs are maintained above at least 1.444 (NU) or 1.455 (RU) in the uncrept channel. The enhanced CHF of the CANFLEX bundle (particularly with 1.7mm height bearing-pads) produces a higher thermal margin and considerably less sensitivity to CCP reduction due to the pressure tube creep than the 37-element bundle. The CCP enhancement due to the raised bearing-pads is estimated to be about $3\%\~5\%$ for the CANFLEX-NU and $2\%\~6\%$ for the CANFLEX-RU bundle, respectively.

• 한국가스학회지
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• 제17권2호
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• pp.50-58
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• 2013

공정플랜트에는 다양한 배관이 고압, 고온의 인화성, 폭발성 물질을 이송하고 있다. 잦은 설계 변경 및 증설 등으로 복잡한 형상으로 배관이 형성되어 있는 경우가 많으나 배관의 구조가 단순하여 실제 위험성에 비해 안전 관리가 부족한 경우가 많다. 본 연구에서는 국내 한 업체에서 부생가스를 연료로 사용하던 배관을 설계 변경하여 천연가스와 혼합하여 사용하도록 사례를 활용하여, 배관의 안전성을 평가 하는 방법을 예시하였다. 배관의 설계 변경 후 안전성을 ASME 기준에 따라 재평가하고, 배관의 주요 관리부위를 결정하는 방법을 제시하였다. 배관의 분기 및 루프 등이 다수 복잡하게 연결되어있는 가스혼합용 믹싱드럼 배관 시스템을 대상으로 해석하였다. 배관의 주요부위 응력 민감도를 이해하기 위해 배관의 지지대 구속조건 및 외부 온도를 변화시켜 가면서 이들의 영향을 연구하였다. 또한 부생가스가 포함하고 있는 수소가스에 의한 손상 가능성에 대해서도 논의하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권4호
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• pp.1563-1570
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• 2023

In this study, a DeCART/MIG uncertainty quantification (UQ) analysis code system with a multicorrelated cross section stochastic sampling (S.S.) module was established and verified through the UAM (Uncertainty Analysis in Modeling) and the BEAVRS (Benchmark for Evaluation And Validation of Reactor Simulations) benchmark calculations. For the S.S. calculations, a sample of 500 DeCART multigroup cross section sets for two major actinides, i.e., ²³⁵U and ²³⁸U, were generated by the MIG code and covariance data from the ENDF/B-VII.1 evaluated nuclear data library. In the three pin problems (i.e. TMI-1, PB2, and Koz-6) from the UAM benchmark, the uncertainties in k_inf by the DeCART/MIG S.S. calculations agreed very well with the sensitivity and uncertainty (S/U) perturbation results by DeCART/MUSAD and the S/U direct subtraction (S/U-DS) results by the DeCART/MIG. From these results, it was concluded that the multi-group cross section sampling module of the MIG code works correctly and accurately. In the BEAVRS whole benchmark problems, the uncertainties in the control rod bank worth, isothermal temperature coefficient, power distribution, and critical boron concentration due to cross section uncertainties were calculated by the DeCART/MIG code system. Overall, the uncertainties in these design parameters were less than the general design review criteria of a typical pressurized water reactor start-up case. This newly-developed DeCART/MIG UQ analysis code system by the S.S. method can be widely utilized as uncertainty analysis and margin estimation tools for developing and designing new advanced nuclear reactors.

• 전자공학회논문지D
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• 제35D권10호
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• pp.39-50
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• 1998

넓은 통과대역과 좁은 천이대역폭을 갖는 디지털 필터는 이동통신 장비의 CODEC이나 의료장비등에 사용된다. 이러한 주파수 특성을 갖는 디지털 필터는 다른 주파수 특성의 디지털 필터에 비해 계수 및 내부신호의 양자화 영향을 크게 받기 때문에 긴 워드 길이가 요구되며 이로 인해 칩의 면적 및 소모 전력이 증가한다. 본 논문에서는 이러한 주파수 특성을 갖는 디지털 필터의 저전력 구현을 위하여 CPL (Complementary Pass-Transistor Logic), 격자 웨이브 디지털 필터와 수정된 DIFIR (Decomposed & Interpolated FIR) 알고리듬을 이용한 설계 방법을 제시한다. CPL에서의 단락전류 성분을 줄이기 위하여 PMOS 몸체효과, PMOS latch 및 weak PMOS를 이용하는 3가지 방법에 대해 시뮬레이션을 통하여 비교한 결과 전파지연, 에너지 소모 및 잡음여유 면에서 PMOS latch를 사용하는 방법이 가장 유리하였다. 통찰력을 가지고 CPL 회로를 최적화하기 위해 CPL 기본구조에 대해 시뮬레이션 결과로부터 전파지연과 에너지 소모에 대한 경험식을 유도하여 트랜지스터의 크기를 정하는데 적용하였다. 또한 필터계수를 CSD (Canonic Signed Digit)로 변환하고 계수 양자화 프로그램을 이용하여 필터계수의 non-zero 비트수를 최소화시켜 곱셈기를 효율적으로 구현하였다. 알고리듬 측면에서 하드웨어 비용을 최소화하기 위해 수정된 DIFIR 알고리듬을 사용하였다. 시뮬레이션 결과 제안된 방법의 전력 소모가 기존 방법보다 38% 정도 감소되었다.