• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권3호
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• pp.247-270
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• 2009

This paper reviews studies on information searching behavior in process control systems and discusses some implications learned from previous studies for use in human factors studies on nuclear power plants (NPPs) main control rooms (MCRs). Information searching behavior in NPPs depends on expectancy, value, salience, and effort. The first quantitative scanning model developed by Senders for instrument panel monitoring considered bandwidth (change rate) of instruments as a determining factor in scanning behavior. Senders' model was subsequently elaborated by other researchers to account for value in addition to bandwidth. There is also another type of model based on the operator's situation awareness (SA) which has been developed for NPP application. In these SA-based models, situation-event relations or rules on system dynamics are considered the most significant factor forming expectancy. From the review of previous studies it is recommended that, for NPP application, (1) a set of symptomatic information sources including both changed and unchanged symptoms should be considered along with bandwidth as determining factors governing information searching (or visual sampling) behavior; (2) both data-driven monitoring and knowledge-driven monitoring should be considered and balanced in a systematic way; (3) sound models describing mechanisms of cognitive activities during information searching tasks should be developed so as to bridge studies on information searching behavior and design improvement in HMI; (4) the attention-situation awareness (A-SA) modeling approach should be recognized as a promising approach to be examined further; and (5) information displays should be expected to have totally different characteristics in advanced control rooms. Hence much attention should be devoted to information searching behavior including human-machine interface (HMI) design and human cognitive processes.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2013년도 춘계학술발표대회
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• pp.277-280
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• 2013

원자로 건물 내부에는 원자로의 안전운전을 위한 다수의 계통, 구조물 및 기기들이 위치하고 있다. 원자로의 안전과 직결되는 안전계통 변수 (수위, 압력) 들은 경우에 따라서는 현장확인이 요구된다. 원자로 가동 중에 운전원에 의한 안전계통변수의 현장확인이 용이하도록 원자로 건물 내부의 출입구 (2 중문) 부근에 수위계, 압력계 등의 현장계기가 위치하고 있다. 본 논문에서는 일본의 (주) 동경전력이 공개한 후쿠시마 제 1 원자력발전소 1 호기 원자로건물의 IC (비상용 복수기, isolation condenser) 조사영상에 나타나는 현장계기의 영상인식에 대해 기술한다. 조사 영상의 분석에 의하면 현장계기들은 기계식의 아날로그 타입이다. 아날로그 타입의 기하구조를 이용하여 계기판 눈금을 인식하고, 계기판 바늘의 기울기 계산을 통해 계기판을 영상 판독할 수 있었다. 이러한 계기판의 영상판독은 후쿠시마 원전 사고와 같이, 고방사선 피폭 우려로 인해 사람대신에 로봇이 원자로 건물내부에 진입하여 주요 계통, 구조물 및 기기의 현장계기를 판독한다고 가정하면, 유용한 기능이다.

• 대한전자공학회:학술대회논문집
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• 대한전자공학회 2002년도 하계종합학술대회 논문집(5)
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• pp.153-156
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• 2002

The remotely operated underwater robotic vehicle system has been required to inspect some objects such as baffle former bolts and remove foreign objects in reactor vessel of nuclear power plant. In this paper, we have designed the remotely operated underwater robotic vehicle system that includes a long reach arm that is composed of 4 joints to remove foreign objects in a narrow space, a camera for visual test, instrument sensors for vehicle positioning, 4 thrusters for underwater navigation of vehicle, and supervisory control system implemented with industrial PC that includes robot simulator that has the functions of real time visualization, robot work planning and etc.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.1-13
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• 2019

후쿠시마 원자력 발전소의 사고로 인해 일본 동부 지역에 다량의 방사성 핵종이 축적되었다. 이러한 방사성 물질은 숲, 도시, 하천, 호수를 포함한 넓은 범위에서 관측되고 있다. 방사성 세슘의 토양 입자에 강하게 흡착하는 특성 때문에 방사성 세슘은 침식된 토사와 함께 이동하여, 인구가 밀집한 하천 하류지역으로 그리고 연안으로 서서히 이동한다. 본 연구에서는 수생환경의 오염된 토사의 이동을 재현하기 위한 수치모델을 개발하고, 그 성과의 일부를 한국원자력연구원 내에 위치한 침식된 토사 관측 장비에서 관측된 결과와 비교하였다. 수집된 토사 시료의 입경 특성을 분석하기 위해서 표준 체분석과 이미지 분석법을 적용하였다. 수치 모델은 초기 포화도, 강우의 토사 침투율, 멀티 레이어, rain splash 등을 고려하여 현실의 강우에 따른 토사의 이동을 시뮬레이션 할 수 있도록 개발하였다. 2019년 연구에서는 수치모델에 나무에 의한 강우 쉴드 효과, 증발효과, 표면물의 쉴드 효과 등이 추가될 계획이다. 토사 유실 관측 장비를 2018년부터 월성 원전 인근에 설치해 지속적으로 관측 자료를 수집하고 있다. 이러한 관측자료를 기반으로 방사성 핵종의 강우, 하천, 연안으로 이동하는 장기 영향 평가 수치모델을 개발할 계획이다.

• 한국음향학회지
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• 제15권6호
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• pp.81-89
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• 1996

원전의 1차 계통 건전성 확보를 위한 일환으로서 초음파 검사 방법은 매우 중요하다. 그러나, 초음파는 검사 대상제의 내부 구조 및 형상에 따라 검사의 제한을 받으므로 결정립이 큰 재질에서 후방 산란 잡음 즉 시 불변성(time invariant) 잡음이 발생한다. 이로 인하여 수신 신호는 낮은 신호 대 잡음비의 결과로 나타나게 된다. 주파수 대역 분할 방식(split spectrum processing:SSP) 기술은 이와 같은 잡음을 억제하는데 효율적이다. 그러나, 종래의 SSP 기술은 minization, PT 알고리즘중 한 알고리즘만 적용하였으나 본 논문에서는 이두 가지 알고리즘을 동시에 처리하는 MPO(minimization and polarity threshold)알고리즘을 적용하고, 주파수 대 대역폭비가 일정한 FIR 여파기로서 새로운 constant-Q SSP를 수행하여 신호처리 시간을 단축하였다. 현장 검사 요건과 동일하게 종파와 횡파에도 일부 적용하였다. 한편, 이러한 새로운 SSP 기술을 적용할 수 있도록 초음파 탐상기를 설계 제작하였고, 시험편들의 준비는 원전 모재 대비시험편, 모재와 동일한 재질의 스테인레스 스틸 및 구리 시험편들이며, 이들 시험편으로 부터 초음파 신호를 수집하여 본 신호 처리를 적용한 결고 신호 대 잡음비가 향상됨을 알 수 있었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제19권2호
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• pp.93-99
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• 1999

월성 1호기 원전의 경우에, 사용후 핵연료 저장조 공간을 확보하기 위해서 약 7년 동안 저장조에서 냉각된 사용 후 핵연료를 건식저장고로 매년 이송하고 있다. 년간 2개월이 소요되는 핵연료 이송은 국제원자력기구와 국가의 핵물질 계량 관리검사를 위한 많은 인력과 비용을 필요로 하는 공정이다. 사용후 핵연료 일련번호 확인은 고방사선장인 약 6m 깊이의 저장조속에서 진행되어야 하므로 검사 장비의 유지와 운영이 어렵다. 이 조건에서 CANDU형 사용후 핵연료 다발 일련번호를 확인할 수 있는 장치를 설계 제작하여, 국가 안전 조치 검사현장에 적용하였다. 본 육안검사 장치는 간단한 조작에 의해 수조속의 사용후 핵연료 다발 일련번호를 한정된 검증 시간내에 정확히 읽을 수 있었고, 간편하게 운영될 수 있었다. 안전 조치 검사관은 본 장치를 이용하여 검증 활동을 효과적으로 수행할 수 있는 검사 장비인 것으로 평가되었다. 본 육안검사 장치는 일련번호 확인의 정확성과 재현성 그리고 운영상의 편리성 둥에서 기존 장치에 비해 좋은 결과를 보여주었다.