• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.469-474
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• 1995

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통내의 강제순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연대류에 의한 잔열제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열제거기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우 기동운전이나 출력변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock의 경계가 불안정하고 제어가 용이치 않으므로 Pool의 저온, 고농축 보론수가 Density Lock을 통하여 노심으로 유입될 수 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계개념을 만족시키며, 피동적으로 강제순환으로부터 자연순환으로의 경로를 열어줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 모델밸브의 주요변수와 제원을 결정하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.179-185
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• 1996

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydrauric Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.596-602
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• 1998

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2008년도 추계학술대회B
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• pp.2616-2620
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• 2008

AOV used fluid capacity and fluid pressure control in nuclear power plant with heating power plant. AOV structures safely must be secured the reliability and a safety of the atomic power plant. but, AOV where is used from domestic is using the product of the overseas enterprise. The AOV design and maintenance technique is insufficient. Therefore According to ASME designed AOV, The performance test resultant fluid leakage did not occur and AOV design was satisfactory.

• International Journal of Safety
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• 제11권2호
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• pp.10-14
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• 2012

Recently, the combined power plants are refocused rapidly as a replaceable energy system of the nuclear power plant. The large turbine is revolved highly at 1800~3600 rpm. Thus, the turbine speed should be monitored with mechanical and electrical method for a safety. The electrical cutoff valve which blocks the flow channel with the electrical signal is with a built in. The aim of this study is to develop a manufacturing technology through by the localization of a solenoid actuated directional control valve. Especially the results show performances of the solenoid valve by the experiments and modeling and the reliability estimation. Applied load port pressure was changed rapidly on the form of a quadratic curve over time. And in the cases of square waveform when 0~100 V and 20~120 V input voltage, it was driven on a stable state until 13.4 Hz and 16.6 Hz, respectively. We think that this study will give useful data for the electricity safety system of the combined power plant gas turbine.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 추계학술대회
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• pp.881-886
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• 2003

In spite of its simple design, structure and operating mechanism, swing check valves are one of the critical components which adversely affect the safety of the nuclear power plants if they fail to function properly. Therefore, it is important to evaluate the performance condition of the swing check valves in safety-related systems. The performance characteristics of swing check valves include opening characteristics, the minimum required flow velocity, the pressure drop at design flow, the disc stability, and the effect of the upstream disturbances. Among factors to identify the performance of a swing check valve, a method to evaluate the opening characteristics and the minimum required flow velocity, which guarantees to fully open the disc and hold the disc without motion, are presented to determine the operating region of the swing check valve, such as stable, tapping, or oscillation. Based on the determined operating region and opening characteristics, the simple methods of wear and fatigue analyses of the specific parts of the valve are also described.

• 드라이브 ㆍ 컨트롤
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• 제11권1호
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• pp.26-34
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• 2014

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 1999년도 춘계학술발표회 초록집
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• pp.54-55
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• 1999

• 한국안전학회지
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• 제33권6호
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• pp.136-143
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• 2018

In this study, we conducted a pilot study on the multiple spurious operations (MSO) analysis in the fire probabilistic safety assessment (PSA) of domestic nuclear power plant (NPP) to identify the degree of influence of the operator actions used in the MSO mitigation strategies. The MSO scenario of the domestic reference NPP selected for this study is refueling water tank (RWT) drain down event. It could be caused by spurious operations of the containment spray system (CSS) of the reference NPP. The RWT drain down event can be stopped by the main control room (MCR) operator actions for stopping the operation of CSS pump or closing the CSS motor operated valve if the containment spray actuation signal (CSAS) is spuriously actuated. Outside the MCR, it can be stopped by operator actions for closing the CSS manual valves or motor operated valve or stopping the operation of CSS pump. The quantification result of a fire PSA model that takes into account all recovery actions for the RWT drain down event lead to risk reduction by about 95%, compared with quantification result of fire PSA model without considering them. Among the various operator actions, the recovery action for the spurious CSAS operations and the operator action for the manual valve are identified as the most important operator actions. This study quantitatively showed the extent to which the operator actions used as MSO countermeasures have affected the fire PSA quantification results. In addition, we can see the rank of importance among the operator recovery actions in quantitative terms.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.32-40
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• 1994

중기발생기의 수위조절과 관련하여 최적제어이론을 이용한 디지탈 제어시스템을 설계하였다. 우선 급수변을 일차 지연함수로 취급하여 전체 시스템에 포함시킴으로써 보다 실제에 가까운 시스템이 되게 하였다. LQ 방법을 이용하여 급수변의 작동 및 요구신호량과 급수출력과의 차이를 최소화시킬 수 있는 최적 이득상수를 결정하였으며, 아울러 저출력에서의 급수유량 측정이 불확실함을 고려하여 급수신호에 대한 칼만 관측기를 설계하였다. 그리고 전출력 구간에서 일정한 안정여유도를 유지시킬 수 있는 가변상수 디지탈 제어기를 설계하였다. 이러한 제어시스템은 보다 현실적인 상황을 반영하고 있으며 저출력에서 급수와 반대현상을 보이는 중기발생기의 동특성에도 불구하고 만족할만한 제어특성을 보이고 있다.