아날로그와 디지탈 보호계통의 정상상태 여유도를 비교하였다. 비교된 예는 웨스팅하우스사의 OP Delta T 및 OT Delta T 계통과 CE사의 CPCS 계통이다. 안전해석 방법의 차이에 의한 여유도 영향을 제거하기 위해 Dynamic Offset은 고려하지 않았다. 핵연료봉 중심선의 용융을 방지하는데 있어서 디지탈 보호계통이 아날로그 보호계통보다 약 30% 출력 정도의 운전 여유도를 더 가졌다. DNB를 방지하는데 있어서는 주기말에서는 양 보호계통이 비슷한 여유를 가졌으나 주기초에서는 디지탈 보호계통이 약 10%의 더 많은 운전여유를 가지는 것으로 판단된다.
현재 초고층 빌딩 화재 방재대응은 스프링클러 및 대피 층 마련과 비상구 및 모니터링 시스템 등에 제한되고 있다. 그러나, 효과적인 방재를 위해서는 시나리오별 행동조치를 제시하는 운영까지 포함하는 통합방재시스템의 개발이 필요하다. 또한 통합방재시스템은 예방을 포함하는 소방 전주기가 통합되어 관리되고 운영되는 모델로 연구개발의 필요성이 있다. 이러한 전주기 통합방재 시스템을 위하여 본 논문에서는 감지 및 대응과 연계된 화재 발생 시 행동조치까지 포함된 통합 화재방호시스템을 설계하고 구현하였다. 방재기술, 통신시스템, 소방 구조자와 피난자가 연계된 시스템을 구현하였기 때문에 방재산업 공급사슬에서 생산, 운용, 소비의 패턴도 분석할 수 있도록 데이터를 수집하여 분석도 가능하다. 논문에서 제시한 통합방재시스템의 성능테스트 결과, 5명 사용자를 대상으로 평균 1/2초 트랜잭션 응답시간과 초당 1.2트랜잭션 수 모두 성능 목표치 이상으로 측정되었다. 본 논문에서 제시한 방재기술 및 통합방재시스템은 다양한 융합기술 기반의 재난안전시장 창출에도 기여할 것으로 사료된다.
A life-cycle assessment (LCA) is based on the attention given to the environmental protection and concerning the possible impact while producing, making, and consuming products. It includes all environmental concerns and the potential impact of a product's life cycle from raw material procurement, manufacturing, usage, and disposal (that is, from cradle to grave). This study assesses the environmental impact of the ultra pure water process of semiconductor manufacturing by a life-cycle assessment in order to point out the heavy environmental impact process for industry when attempting a balanced point between production and environmental protection. The main purpose of this research is studying the development and application of this technology by setting the ultra pure water of semiconductor manufacturing as a target. We evaluate the environmental impact of the Precoat filter process and the Cation/Anion (C/A) filter process of an ultra pure water manufacturing process. The difference is filter material used produces different water quality and waste material, and has a significant, different environmental influence. Finally, we calculate the cost by engineering economics so as to analyze deeply the minimized environmental impact and suitable process that can be accepted by industry. The structure of this study is mainly combined with a life-cycle assessment by implementing analysis software, using SimaPro as a tool. We clearly understand the environmental impact of ultra pure water of semiconductor used and provide a promotion alternative to the heavy environmental impact items by calculating the environmental impact during a life cycle. At the same time, we specify the cost of reducing the environmental impact by a life-cycle cost analysis.
현재 QoS 라우팅의 목적은 사용자 서비스들의 각 QoS 요구사항을 만족하는 최적의 경로를 찾아 서비스하는 것이다. 그러나 네트워크 상황에 따라 장애가 발생했을 경우 이들의 QoS 요구를 만족시킬 수 있는 또 다른 백업 경로를 사용하여 서비스해야 한다. 따라서 본 논문에서는 네트워크 상에 발생된 장애 상황에 대해 서비스되고 있는 각 응용들에 대한 복구 방법으로 서비스 복구 QoS 재라우팅 알고리즘을 제시하고자한다. 이를 위해 사전에 모든 네트워크 노드를 보호할 수 있는 PFC(Protection Fundamental Cycle) 생성 방법론과 최소의 재라우팅 비용을 사용하는 경로 선택 알고리즘들에 대해 살펴보고 이들에 대한 성능을 분석하기로 한다.
The economic and environmental friendliness analysis of the nuclear fuel cycle options that can be expected in Korea were performed. Options considered are direct disposal, reprocessing and DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel In CANDU Reactors). By considering the result of calculation of the annual uranium requirement and nuclear spent fuel generation by analysis of nuclear fuel material flows in the nuclear fuel cycle options, we decided the time of back-end nuclear fuel cycle processes and the volume. Then we can analyze the economic and environmental friendliness by applying the unit cost and unit value of each process, respectively.
본 연구에서는 리튬금속 수지상의 형성을 효과적으로 억제하기 위해 리튬금속 표면에 물리적 보호막을 제공할 필름을 제조하였다. 필름은 기계적 강도가 우수하고 전기화학적 안정성이 높은 바인더인 유기물 polyvinylidene fluoride (PVDF)와 전기전도성이 우수한 무기물 입자인 카본블랙(Super-P)을 사용해 유무기 복합체 기반의 필름을 제조하고 리튬금속 음극의 표면에 적용하였다. 먼저 필름이 내부단락을 지연시키는 정도를 확인하기 위해 일정한 값의 전류를 계속 인가하며 내부단락의 발생을 측정하였다. 그 결과 보호필름에 사용된 카본블랙 함량이 증가함에 따라 내부단락 시점이 지연되었으며, 필름을 사용하지 않은 리튬금속 전극과 비교할 때 내부단락 시점이 크게 지연된 것을 확인하였다. 또한, 필름의 두께와 함량을 달리하여 전기화학적 성능을 평가한 경우, 필름의 두께가 두꺼운 것이 사이클 성능이 좋지 않았고 카본블랙 함량이 늘어날수록 사이클 성능이 개선됨을 확인하였다. 이처럼 카본블랙을 포함한 고분자 필름을 리튬금속 표면에 적용함으로써 내부단락 시점이 지연되고 사이클이 진행되는 동안 낮은 과전압을 나타내는 것이 확인되었지만, 추가적인 개선을 통해 더 안정한 사이클 성능이 확보되어야 할 것이다.
Corrosion behaviour of water intake gate steel structures with different protective measures was investigated. Five material alternatives were taken for investigation, including: imported and recycled stainless steel, carbon steel with hot zinc spraying, painting and composite coatings. Results of corrosion rate for carbon steel, SUS 304, hot zinc spray coats in three water systems of Mekong river basin (saline, blackish and fresh) were also presented. Corrosion rate of carbon steel decreased with decreasing salinity in the investigated water environments. Meanwhile, these values for zinc coated steel, behaved by another way. Environmental data for these systems were filed and discussed in relation with corrosion characteristics. Method of Life Cycle Assessment (LCA) was applied in materials selection for water intake gate construction. From point of Life Cycle Cost (LCA) the following ranking was obtained: Zinc sprayed steel < Recycled stainless steel < Composite coated steel < Painting steel < SUS 304 From investigated results, hot zinc spray coating has been applied as protective measure for steel structures of water intake systems in Mekong river basin.
2013년 현재 개인정보보호를 위한 사회적 합의결과로 도출되어진 관련법이 제정되고 수차례의 개정을 통해 IT분야를 비롯한 다양한 사회적 업무분야에 최종적인 정보보호를 위한 명확한 성문법적인 정책과 지침 등의 방향이 제시되어 졌다. 이러한 일련의 개인정보 중요성에 대한 사회적 이슈를 기반으로 새로운 개인정보 접근 패러다임이 나타났고 정보보호라는 거시적인 접근 방법에서 전문적인 접근방법의 필요성이 대두되어졌다. 물론 현재까지 모든 개인정보 형태의 자료들을 특정한 정보의 범주에 모두 제한하고 경계를 두는 것은 다소 무리수 있어 보이나 IT분야를 기반으로 하는 정보의 홍수 속에서 개인정보의 흐름을 확인하고 보안대상으로 선정하는 부분은 표준화되어 진 것은 사실이다. 다만 아직까지도 개인정보 Life-Cycle의 5가지 표준화된 흐름인 수집, 처리, 제공, 보관, 파기 등을 모든 기업과 기관이 보유한 정보들에 일상적으로 적용하기 어려운 경우도 발생하고 있다. 따라서 이원화된 계층적 개인정보 Life-Cycle 접근제어 방법론을 제안함으로써 표준화 방법론을 제안한다. 본 연구결과는 개인정보 Life-Cycle에 최적의 접근제어 가능한 현실적인 자료를 제공하고자 한다.
Background: Definition and grouping of initiating events (IEs) are important basics for probabilistic safety assessment (PSA). An IE in a spent fuel reprocessing plant (SFRP) is an event that probably leads to the release of dangerous material to jeopardize workers, public and environment. The main difference between SFRPs and nuclear power plants (NPPs) is that hazard materials spread diffusely in a SFRP and radioactive material is just one kind of hazard material. Materials and Methods: Since the research on IEs for NPPs is in-depth around the world, there are several general methods to identify IEs: reference of lists in existence, review of experience feedback, qualitative analysis method, and deductive analysis method. While failure mode and effect analysis (FMEA) is an important qualitative analysis method, master logic diagram (MLD) method is the deductive analysis method. IE identification in SFRPs should be consulted with the experience of NPPs, however the differences between SFRPs and NPPs should be considered seriously. Results and Discussion: The plutonium uranium reduction extraction (Purex) process is adopted by the technics in a model reprocessing plant. The first extraction cycle (FEC) is the pivotal process in the Purex process. Whether the FEC can function safely and steadily would directly influence the production process of the whole plant-production quality. Important facilities of the FEC are installed in the equipment cells (ECs). In this work, IEs in the FEC process were identified and categorized by FMEA and MLD two methods, based on the fact that ECs are containments in the plant. Conclusion: The results show that only two ECs in the FEC do not need to be concerned particularly with safety problems, and criticality, fire and red oil explosion are IEs which should be emphatically analyzed. The results are accordant with the references.
The reactor protection system is the most important function for the safe operation of nuclear powerplants (NPPs) in that such system protects a nuclear reactor tore whose damage can cause an enormous disaster to the nuclear facility and the public. A digital reactor protection system (DRPS) is being developed in KAERI for use in the newly-constructed NPPs and also for replacing the existing analog-type reactor Protection systems. In this paper, an software verification and validation (V&V) activities for DRPS, which are independent of the DRPS development processes, are described according to the software development life cycle. The main activities of DRPS V&V processes are the software planning documentations, the verification of software requirements specification (SRS) and software design specification (SDS), the verification of codes, the tests of the integrated software and system. Moreover, the software safety analysis and the software configuration management are involved in the DRPS V&V processes. All of the V&V activities are described, in detail, in this paper.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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