• Nuclear Engineering and Technology
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• 제39권2호
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• pp.103-110
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• 2007

The High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) possesses inherent safety features and is recognized as a representative advanced nuclear system for the future. Based on the success of the HTR-10, the long-time operation test and safety demonstration tests were carried out. The long-time operation test verifies that the operation procedure and control method are appropriate for the HTR-10 and the safety demonstration test shows that the HTR-10 possesses inherent safety features with a great margin. Meanwhile, two new projects have been recently launched to further develop HTGR technology. One is a prototype modular plant, denoted as HTR-PM, to demonstrate the commercial capability of the HTGR power plant. The HTR-PM is designed as $2{\times}250$ MWt, pebble bed core with a steam turbine generator that serves as an energy conversion system. The other is a gas turbine generator system coupled with the HTR-10, denoted as HTR-10GT, built to demonstrate the feasibility of the HTGR gas turbine technology. The gas turbine generator system is designed in a single shaft configuration supported by active magnetic bearings (AMB). The HTR-10GT project is now in the stage of engineering design and component fabrication. R&D on the helium turbocompressor, a key component, and the key technology of AMB are in progress.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권3호
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• pp.362-379
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• 2015

In this study, Nuclear Power Plant (NPP) construction schedule delay risk assessment methodology is developed and the construction delay risk is assessed for turnkey international NPP projects. Three levels of delay factors were selected through literature review and discussions with nuclear industry experts. A questionnaire survey was conducted on the basis of an analytic hierarchy process (AHP) and Relative Importance Index (RII) methods and the schedule delay risk is assessed qualitatively and quantitatively by severity and frequency of occurrence of delay factors. This study assigns four main delay factors to the first level: main contractor, utility, regulatory authority, and financial and country factor. The second and the third levels are designed with 12 sub-factors and 32 sub-sub-factors, respectively. This study finds the top five most important sub-sub-factors, which are as follows: policy changes, political instability and public intervention; uncompromising regulatory criteria and licensing documents conflicting with existing regulations; robust design document review procedures; redesign due to errors in design and design changes; and worldwide shortage of qualified and experienced nuclear specific equipment manufacturers. The proposed combined AHP-RII methodology is capable of assessing delay risk effectively and efficiently. Decision makers can apply risk informed decision making to avoid unexpected construction delays of NPPs.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제19권1호
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• pp.587-595
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• 2018

세계에서는 지구온난화 등에 따른 기후 변화에 대응하여 원전 건설을 금지해오던 국가들도 점점 허용하는 추세이다. 따라서 앞으로의 원전 건설이 늘어날 것이며 이에 대한 경쟁 또한 심화될 것이다. 원전 프로젝트는 일반 건설 공사와 비교하여 공사 기간이 매우 길다. 원전 건설 프로젝트에서 경쟁 우위를 확보하기 위해 원전 공사 기간을 줄일 수 있는 기술을 개발하는 것이 필요하다. 따라서 본 연구의 목적은 원자로 건물 외벽 거푸집의 높이를 3m에서 4m로 증가시킴으로써 공사 기간을 감소시키기 위한 원자로 건물 외벽 거푸집을 개발하는 것이다. 개발된 거푸집을 원전 프로젝트에 적용하기 위해 구조적 안전성과 시공성 및 경제성을 분석하였다. 현장 적용 가능성을 평가한 결과 개발된 거푸집은 구조적으로 안전했다. 그리고 시공 단수가 감소함으로써 공사 기간이 단축되고 공사비 또한 절감되는 효과를 확인하였다. 본 연구의 결과는 향후 원자로 건물의 공사 기간 단축을 위한 지속적인 기술 개발을 위한 자료로 활용하여 한국의 세계 원전시장에서의 경쟁력 확보에 기여할 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국건축시공학회지
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• 제15권4호
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• pp.425-431
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• 2015

1978년에 고리 1호기의 건설이 완공된 이래로 원자력 발전 플랜트의 건설 프로젝트는 국내 외로 점차 확대되고 있다. 그러나 일부 원자력 발전 플랜트의 건설 현장에서는 리스크 관리 능력의 부족으로 인하여 공기 지연과 공사비 손실의 문제점들을 가지고 있다. 특히, 원자력 발전 플랜트 내 원자로격납건물의 시공은 타 시공 단계에 비해 긴 공정기간으로 인하여 전문기술과 대규모 자원이 요구됨에 따라 많은 리스크 요인들이 산재될 수 있다. 따라서 원자로격납 건물의 시공에서 예상되는 리스크 요인들을 분석하여 전체 프로젝트의 안정적인 수행 방향을 제시하는 연구가 필요하다. 그러므로 본 연구는 원자로격납건물 시공의 리스크 요인들을 평가하고자 한다. 이를 위하여 본 연구는 36명의 소수 전문가 집단을 대상으로 하는 설문조사방법을 활용하였다. 24개의 리스크 요인들은 공정, 원가, 안전, 품질을 기준으로 분류되었으며, 이에 대한 평가 결과는 계층 분석방법을 활용하여 분석하였다. 이를 바탕으로 각 기준별로 분류된 리스크 요인들은 중요도와 우선순위를 산정하고 원자력 발전 플랜트의 시공 리스크 요인을 분석하는데 계층분석 방법의 적용성을 확인하였다. 본 연구의 결과는 원자로격납건물의 시공 단계에서 리스크 관리를 위한 기초 자료로 활용될 수 있을 것이다.

• Advances in Energy Research
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• 제5권3호
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• pp.239-254
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• 2017

The world began to search for new energy sources with increasing energy demand. Renewable energy sources are as hydropower important for alternative energy. Countries with high hydroelectric potentials continue to work to utilize hydroelectric power plants in the most efficient way. Pumped storage hydropower plants are an important investment to meet the growing energy needs at peak times and to store energy. Although it produces energy in many countries, pumped storage hydropower plants have not begun to be built in Turkey which has high hydroelectric potential. A new era will be opened for energy production in Turkey where a large number of pumped storage hydropower plants projects are in study phase with the construction of pumped storage hydropower plants and first nuclear power plant.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2012년도 추계학술대회
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• pp.923-924
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• 2012

원자력발전은 기본적으로 공급의 안정성과 경제성을 갖추고 있는 에너지원으로서 전력생산에 관한 자원 및 환경문제의 한계를 극복한 에너지원으로 평가받고 있다. 그러나 최근 일본 후쿠시마 원전사고로 독일과 이탈리아 등은 원전의 단계적인 철폐와 도입을 취소하는 등 원전의 안정성에 대한 논의가 활발히 이루어지고 있다. 우리나라도 최근 원전부품 납품에 관한 비리가 발생하는 등 원전에 관한 크고 작은 안전사고가 발생하고 있다. 따라서 본 논문에서는 원전부품을 효율적이고 안전하게 관리하기 위해 RFID를 활용한 원전부품의 공급사슬관리시스템의 구축 방안을 제안한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권6호
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• pp.1786-1795
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• 2021

Printed Circuit Heat Exchanger (PCHE) is a widely used heat exchanger in the supercritical carbon dioxide (sCO₂) Brayton cycle because it can work under high temperature and pressure, and has been a hot topic in Next Generation Nuclear Plant (NGNP) projects for use as recuperators and condensers. Most previous studies focused on channel structures or shapes. However, no clear advancement has so far been seen in the allover size of the PCHE. In this paper, we proposed an optimal size of the PCHE with a fixed volume. Two boundary conditions of PCHE were simulated, respectively. When the volume of PCHE was fixed, the heat transfer rate and pressure loss were picked as the optimization objectives. The Pareto front was obtained by the Multi-objective optimization procedure. We got the optimized number of PCHE channels under two different boundary conditions from the Pareto front. The comprehensive performance can be increased by 5.3% while holding in the same volume. The numerical results from this study can be used to improve the design of PCHE with straight channels.

• 자원ㆍ환경경제연구
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• 제22권3호
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• pp.411-435
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• 2013

지난 2011년 일본 후쿠시마 원전 사고 이후 대내외적으로 방사능 피폭 가능성에 대한 우려가 확산되어 왔고, 국내 원전의 잦은 사고로 인해 원전 종사자들의 사고에 대한 불안감도 증폭되고 있다. 기존에는 원자력 발전소나 방폐장 주변 지역 주민들의 보상 문제가 주요 쟁점이었으나 본 연구에서는 원자력 기술 개발 관련 종사자를 대상으로 방사능 피폭 가능성에 대한 임금 프리미엄을 추정하는 데에 초점을 맞추었다. 방사능 피폭에 따른 산업재해 발생 시 근로자에게 입증 책임이 있어 적정한 보상을 받기 어렵다는 점에서 방사능 피폭에 대한 보상 문제를 민간부문에 맡길 경우 사회적으로 바람직한 결과가 도출되기 어렵다. 본 연구는 선택실험법에 의해 원자력 기술개발 종사자를 대상으로 방사능 위험에 대한 보상 수준, 방사능 노출도, 고용보장성, 회사 입지, 근무 강도가 다르게 주어질 경우 어떤 직장을 선호하는지를 설문하였다. 설문 결과 방사능 위험도가 고용 보장성이나 근무 강도, 회사 입지에 비해 더 중요한 요인임을 알 수 있었고, 추정 모형에 따라 방사능 피폭 가능성 감소에 대한 연간 지불용의액은 773~777만 원에 이르는 것으로 나타났다. 따라서 향후 정부는 원자력 기술개발 종사자가 방사능 피폭과 관련한 산업재해가 발생하는 경우 적절한 보상이 이루어질 수 있도록 법제도적 기반을 조성할 필요가 있다.

• 지질공학
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• 제24권4호
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• pp.609-613
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• 2014

The Korean Peninsula, located at the southeastern tip of the Eurasian Plate, is known to be tectonically stable, and no critical evidence has yet been found that would override the safety design of nuclear facilities in South Korea. Because a nuclear power plant, like other major social overhead capital facilities, could cause great damage to both the environment and society through an unexpected tectonic event, even one of extremely low probability, like the Fukushima accident, a defense-in-depth safety approach is required in geological and geotechnical site safety evaluation for nuclear projects. This paper introduces the regulatory procedures that are in place to confirm nuclear site safety and site monitoring (e.g., earthquakes and groundwater) systems applied to nuclear facilities in order to reduce inherent uncertainties within the site safety review of geological and seismological issues related with a NPP project.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제8권2호
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• pp.14-20
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• 2012

Full load rejection capability of nuclear power plant depends primarily on steam dump capacity (SDCAP) and steam generator level control capability. Recently, Ulchin Units 1&2 have performed stretched power uprate (SPU) and replacement steam generator (RSG) projects, which increase the power by 4.5 percent. They change major design or operating parameters and especially reduces steam dump capacity at full power due to increase of the steam flow. The reduction of SDC after SPU results in degradation of heat removal capability in full load rejection transients. Therefore, we should perform evaluation to determine whether reactor trips occur in large load rejection transients. Uchin Units 1&2 have experienced full load rejection (FLR) three times from 2004 to 2010. Operating data from the plant occurrence of FLR at Ulchin Units 1&2 showed that steam generator (SG) level transients were limiting in point of reactor trip. However the plant had never reached reactor trip in the FLR and successfully continued in house load operation. The parameters and setpoints for the SG will be changed if the SG is replaced. Therefore, we evaluated the appropriateness of steam dump, main feedwater and steam generator water level control system preventing the plant from reactor trip in case of FLR by the parameter sensitivity study whether SG water level operated smoothly after SPU and RSG projects.