• 한국전자통신학회논문지
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• 제9권10호
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• pp.1117-1123
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• 2014

원자력 산업계는 최근 원전 계측제어계통 설비의 단종과 같은 예상치 못한 환경에 직면해오고 있으며, 이러한 문제를 근본적으로 해결하고자 노력하고 있다. IAEA, IEC, 등의 연구결과에 따르면, FPGA는 단종이 예상되는 제어계통에의 대체수단으로 주목받고 있다. 단종의 영향을 받지 않은 특성을 갖더라도 FPGA가 원자력 플랜트의 PLC (Programmable Logic Controller)를 대체하기 위해서는 높은 신뢰성을 가져야 한다. 따라서, FPGA 기반 제어기의 신뢰성을 향상시키기 위한 소프트웨어 개발 및 MTBF (Mean Time Between Failures)를 포함한 신뢰도분석이 MIL-HDBK-217F에 따라 수행되었다. MTBF는 FPGA 기반 제어기와 COMMON-Q PLC의 신뢰도인 MTBF가 비교분석된다. 신뢰도분석결과 FPGA 기반 제어기는 원전적용 PLC 동등이상의 신뢰성을 나타냄을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권8호
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• pp.2534-2546
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• 2021

Nuclear emergency preparedness and response is an essential part to ensure the safety of nuclear power plant (NPP). Key support technologies of nuclear emergency decision-making usually consist of accident diagnosis, source term estimation, accident consequence assessment, and protective action recommendation. Source term estimation is almost the most difficult part among them. For example, bad communication, incomplete information, as well as complicated accident scenario make it hard to determine the reactor status and estimate the source term timely in the Fukushima accident. Subsequently, it leads to the hard decision on how to take appropriate emergency response actions. Hence, this paper aims to develop a method for rapid source term estimation to support nuclear emergency decision making in pressurized water reactor NPP. The method aims to make our knowledge on NPP provide better support nuclear emergency. Firstly, this paper studies how to build a Bayesian network model for the NPP based on professional knowledge and engineering knowledge. This paper presents a method transforming the PRA model (event trees and fault trees) into a corresponding Bayesian network model. To solve the problem that some physical phenomena which are modeled as pivotal events in level 2 PRA, cannot find sensors associated directly with their occurrence, a weighted assignment approach based on expert assessment is proposed in this paper. Secondly, the monitoring data of NPP are provided to the Bayesian network model, the real-time status of pivotal events and initiating events can be determined based on the junction tree algorithm. Thirdly, since PRA knowledge can link the accident sequences to the possible release categories, the proposed method is capable to find the most likely release category for the candidate accidents scenarios, namely the source term. The probabilities of possible accident sequences and the source term are calculated. Finally, the prototype software is checked against several sets of accident scenario data which are generated by the simulator of AP1000-NPP, including large loss of coolant accident, loss of main feedwater, main steam line break, and steam generator tube rupture. The results show that the proposed method for rapid source term estimation under nuclear emergency decision making is promising.

• 중소기업융합학회논문지
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• 제2권1호
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• pp.11-18
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• 2012

소프트웨어의 규모가 커지고 복잡해지면서 소프트웨어의 기능적 실패(Functional Failure)를 만들어 내는 위험(Hazard) 요소들을 분석하기가 어려워지고 있다. 안전 필수 시스템(원자력 발전소, 항공관제 시스템, 철도 운영 시스템)에서 이런 기능적 실패는 곧 큰 사고 (인명피해, 환경오염) 로 이어지게 된다. 따라서 이러한 기능적 실패를 방지하고 소프트웨어의 안전성을 높이기 위해서는 소프트웨어 안전성 분석이 필요하다. 하지만 몇 가지 이유 (시간과 노력, 안전성 분석 기법의 다양한 지식 부족, 기관이나 회사의 관습적인 방법 사용) 로 적절하지 못한 안전성 분석 기법을 선택하게 되는 경우가 있다. 따라서 본 논문에서는 기존 안전성 분석 기법과 최신 안전성 분석 기법, 통합 모델 몇 가지를 소개 하겠다. 이것을 통해 전문가는 여러 종류의 안전성 기법을 간략하게 확인 할 수 있을 것이고, 시스템에 맞는 안전성 분석 기법을 선택하는데 도움을 받을 수 있을 것이다.

• 에너지공학
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• 제13권1호
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• pp.51-59
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• 2004

국내에 설치 운영중인 원전 훈련용 시뮬레이터의 핵 증기공급 계통 열수력 프로그램은 1980련 전후에 외국 벤더들이 개발하여 공급한 것으로 이들 열수력 프로그램은 핵 증기공급 계통 열수력 현상을 실시간으로 모의하기 위해 과도하게 단순화된 모델을 채택하고 있다. 그 결과 원자로 냉각계통에 복잡한 이상유동이 발생하는 사고를 모의하는 경우 정확도가 떨어질 수 있어 부정적인 훈련(Negative training)을 초래할 가능성이 있다. 이와같은 문제를 해결하기 위해 전력연구원에서는 RETRAN-3D코드를 기본으로 시뮬레이터용 핵 증기공급 계통 열수력 프로그램 ARTS코드를 개발하였다. RETRAN-3D코드를 기본으로 하는 ARTS코드는 거의 대부분의 사고를 실시간으로 모의할 수 있으며 계산의 건전성도 보장된다. 그러나, 대형냉각재 상실사고나 저압 저유속 상태의 장기 과도현상 등을 모의하는 경우에 발생하는 계산실패나 실시간 계산 지체등의 가능성이 있다. 이 경우 이를 자동으로 대체 보완할 수 있는 보조계산체계를 개발했다. 특히, ARTS코드의 실시간 계산 및 건전성 문제가 예상되는 대형냉각재 상실사고를 주모의 대상으로 간주했다. 계산 결과는 코드의 정확도, 실시간 계산능력, 건전성 및 운전원 교육등에서 최종안정성평가보고서 및 ANSI/ANS-3.5-1998$^{[1]}$ 시뮬레이터 소프트웨어 기준을 만족하는 것으로 평가되었다

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권5호
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• pp.1686-1704
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• 2021

This study addresses the numerical simulation of the shield building of an AP1000 nuclear power plant (NPP) subjected to a large commercial aircraft impact. First, a simplified finite element model (F.E. model) of the large commercial Boeing 737 MAX 8 aircraft is established. The F.E. model of the AP1000 shield building is constructed, which is a reasonably simplified reinforced concrete structure. The effectiveness of both F.E. models is verified by the classical Riera method and the impact test of a 1/7.5 scaled GE-J79 engine model. Then, based on the verified F.E. models, the entire impact process of the aircraft on the shield building is simulated by the missile-target interaction method (coupled method) and by the ANSYS/LS-DYNA software, which is at different initial impact velocities and impact heights. Finally, the laws and characteristics of the aircraft impact force, residual velocity, kinetic energy, concrete damage, axial reinforcement stress, and perforated size are analyzed in detail. The results show that all of them increase with the addition to the initial impact velocity. The first four are not very sensitive to the impact height. The engine impact mainly contributes to the peak impact force, and the peak impact force is six times higher than that in the first stage. With increasing initial impact velocity, the maximum aircraft impact force rises linearly. The range of the tension and pressure of the reinforcement axial stress changes with the impact height. The perforated size increases with increasing impact height. The radial perforation area is almost insensitive to the initial impact velocity and impact height. The research of this study can provide help for engineers in designing AP1000 shield buildings.

• 비파괴검사학회지
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• 제33권6호
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• pp.519-523
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• 2013

A steam generator (SG) tube is an important component of a nuclear power plant (NPP). It works as a pressure boundary between the primary and secondary systems. The integrity of a SG tube can be assessed by an eddy current test every outage. The eddy current technique(adopting a bobbin probe) is currently the main technique used to assess the integrity of the tubing of a steam generator. An eddy current signal analyst for steam generator tubes continuously analyzes data over a given period of time. However, there are possibilities that the analyst conducting the test may get tired and cause mistakes, such as: missing indications or not being able to separate a true defect signal from one that is more complicated. This error could lead to confusion and an improper interpretation of the signal analysis. In order to avoid these possibilities, many countries of opted for automated analyses. Axial ODSCC (outside diameter stress corrosion cracking) defects on the tubes of OPR1000 steam generators have been found on the tube that are in contract with tube support plates. In this study, automated analysis software called CDS (computer data screening) made by Zetec was used. This paper will discuss the results of introducing an automated analysis system for an axial ODSCC on the tubes of an OPR1000 steam generator.

• 한국정보과학회논문지:컴퓨팅의 실제 및 레터
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• 제15권4호
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• pp.265-269
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• 2009

정형명세기법은 안전최우선시스템 소프트웨어의 안전성을 일정 수준 이상 보장할 수 있는 기법으로서, 원자력 발전소의 디지털 제어시스템의 개발에 사용되고 있다. 정형명세기법 NUSCR로부터 Programmable Logic Controller(PLC) 시스템을 구현하기 위한 소프트웨어인 Function Block Diagram(FBD) 프로그램을 자동으로 생성하는 기법[1]이 개발되었으나, 이를 지원하는 자동화 도구가 없어 이 기법이 널리 사용되지 못하였다. 본 논문에서는 이어 자동생성 기법을 지원하기 위하여 개발된 자동화 도구 NuSCRtoFBD를 소개한다. 본 연구에서 제안하는 NuSCRtoFBD 도구를 사용하여 NuSCR로부터 FBD를 자동생성 함으로써, 기존의 수동 프로그래밍 작업에서 발생했던 다수의 오류들을 줄일 수 있다.

• Smart Structures and Systems
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• 제13권6호
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• pp.1065-1094
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• 2014

Civil engineers always face the challenge of uncertainty in planning, building, and maintaining infrastructure. These works rely heavily on a variety of surveying and monitoring techniques. Unmanned aerial vehicles (UAVs) are an effective approach to obtain information from an additional view, and potentially bring significant benefits to civil engineering. This paper gives an overview of the state of UAV developments and their possible applications in civil engineering. The paper begins with an introduction to UAV hardware, software, and control methodologies. It also reviews the latest developments in technologies related to UAVs, such as control theories, navigation methods, and image processing. Finally, the paper concludes with a summary of the potential applications of UAV to seismic risk assessment, transportation, disaster response, construction management, surveying and mapping, and flood monitoring and assessment.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제14권1호
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• pp.33-38
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• 2013

여러 종류의 증기발생기 검사정비 로봇의 엔드이펙터 모션 구동에 전부 사용할 수 있도록 ARM Cotex M3-107 MCU 기반의 제어기와 엔드이펙터 모션 프로그램 생성 응용소프트웨어로 구성된 범용 엔드이펙터 모션구동 제어시스템을 개발하였다. 범용 제어시스템을 적용하여 엔드이펙터의 직선이송 및 회전이송의 위치 결정의 오차는 무시할만한 수준이며, 재현성은 0.04% 오차를 보여줌으로써 실제로 사용 가능한 범용 엔드이펙터 모션구동 제어시스템을 개발하였다.

• 전자공학회논문지
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• 제49권9호
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• pp.279-286
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• 2012

최근 범용소프트제어기 설계는 원자력발전소의 첨단주제어실에 적용되고 있다. 범용소프트제어기는 고집적 주제어실에서 비안전 기기뿐만이 아니라 안전기기를 제어할 수 있는 소프트웨어 기반의 수동제어 수단이다. 따라서 범용소프트제어기는 신형 주제어실의 단일 워크스테이션 구현을 위한 필수적인 설계특성을 갖고 있다. 전통적인 주제어실은 컴퓨터 기반으로 하는 통합 운전원 인터페이스 체계로 대체되고 있다. 범용소프트제어기의 오작동신호 발생 가능성을 줄이기 위해 어떠한 기기의 조작을 위해서는 2단계의 구분된 운전원 조작을 요구하는 설계를 고려하였다. 범용소프트제어기 오작동 가능성은 매우 낮기 때문에 범용소프트제어기 그자체로 발전소의 트립 가능성을 증가시키지는 않는다. 범용소프트제어기는 원자력발전소의 계측제어분야/인간연계 분야의 혁신을 대표한다. 범용소프트제어기는 인간연계를 기반으로 하는 단일 표시장치에 다양한 디비젼의 제어와 표시기를 통합하고 있다. 범용소프트제어기의 고장으로부터 안전기능 수행의 영향을 막기 위해 안전기기 및 기능에는 공학적 안전설비 신호가 적용된다. 또한 안전등급 수동스위치는 범용소프트제어기의 신호보다 우선한다. 그러므로 범용소프트제어기의 오작동 신호는 안전관련 스위치로부터의 제어신호에 의해 차단되어질 수 있다.