• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1814-1820
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• 2023

Safety classification of systems, structures, and components (SSC) is an essential activity for nuclear reactor design and operation. The current regulatory trend is to require risk-informed safety classification that considers first, the severity, but also the frequency of SSC failures. While safety classification for nuclear power plants is covered in many regulatory and scientific publications, research reactors received less attention. Research reactors are typically of lower power but, at the same time, are less standardized i.e., have more variability in the design, operational modes, and operating conditions. This makes them more challenging when considering safety classification. This work presents the Integrated Risk-Informed Safety Classification (IRISC) procedure which is a novel extension of the IAEA recommended process with dedicated probabilistic treatment of research reactor designs. The article provides the details of probabilistic analysis performed within safety classification process to a degree that is often missing in most literature on the topic. The article presents insight from the implementation of the procedure in the safety classification for the MARIA Research Reactor operated by the National Center for Nuclear Research in Poland.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권2호
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• pp.176-186
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• 2015

Pattern classifications have become important tools for fault diagnosis in nuclear power plants (NPP). However, it is often difficult to obtain training data under fault conditions to train a supervised classification model. By contrast, normal plant operating data can be easily made available through increased deployment of supervisory, control, and data acquisition systems. Such data can also be used to train classification models to improve the performance of fault diagnosis scheme. In this paper, a fault diagnosis scheme based on semisupervised classification (SSC) scheme is developed. In this scheme, new measurements collected from the plant are integrated with data observed under fault conditions to train the SSC models. The trained models are subsequently applied to new measurements for fault diagnosis. In comparison with supervised classifiers, the proposed scheme requires significantly fewer data collected under fault conditions to train the classifier. The developed scheme has been validated using different fault scenarios on a desktop NPP simulator as well as on a physical NPP simulator using a graph-based SSC algorithm. All the considered faults have been successfully diagnosed. The results have demonstrated that SSC is a promising tool for fault diagnosis in NPPs.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권4호
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• pp.1015-1021
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• 2016

Structures, systems, and components (SSCs) important to safety of nuclear facilities shall be designed, fabricated, erected, and tested to quality standards commensurate with the importance of the safety functions. Although SSC classification guidelines for nuclear power plants have been well established and applied, those for research reactors have been only recently established by the International Atomic Energy Agency (IAEA). Korea has operated a pool-type research reactor (the High Flux Advanced Neutron Application Reactor) and has recently exported another pool-type reactor (Jordan Research and Training Reactor), which is being built in Jordan. Korea also has a plan to build one more pool-type reactor, the Kijang Research Reactor, in Kijang, Busan. The safety classification of SSCs for pool-type research reactors is proposed in this paper based on the IAEA methodology. The proposal recommends that the SSCs of pool-type research reactors be categorized and classified on basis of their safety functions and safety significance. Because the SSCs in pool-type research reactors are not the pressure-retaining components, codes and standards for design of the SSCs following the safety classification can be selected in a graded approach.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제33권4호
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• pp.423-440
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• 2001

For sodium cooling liquid metal reactors during the last 25 years, it was most important to verify the safety of the steam generator, which absolutely requires a water leak detection system with fine sensitivity and response. This study describes the structure and leak classification of the HAMMER (Korea Advanced Liquid Metal Reactor) steam generator, compared with other classifications, and explains the effects of leak development. The requirements and experimental situations for the development of the KALIMER acoustic leak detection system (KADS) which detects micro leaks, not intermediate leaks, are introduced. We proposed four frequency bands, 1∼8kHz, 8∼20kHz, 20∼40kHz and 40∼200kHz, split effectively for analyzing the detected acoustic leak signals obtained from the sodium-water reaction model or water model in the mock-up system.

• 전자공학회논문지
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• 제52권3호
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• pp.181-189
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• 2015

동력의족은 하지 절단 환자나 다리근력이 부족한 사람들의 보행 보조를 위해 사용된다. 동력의족의 자연스러운 구동을 위해 선 보행단계가 잘 분류되어야 한다. 물리센서를 이용하여 보행단계를 분류하는 기존 연구는 동력의족이 사전에 훈련된 보행속도로만 재현되는 단점이 있다. 따라서 본 논문에서는 물리센서를 사용하지 않고, 근전도 신호만을 이용하여 오르막, 내리막 계단보행을 각각 4단계로 분류하는 방법을 제안한다. 근전도 신호를 RMS, VAR, MAV, SSC, ZC, WAMP 특징으로 산출하여 LDA(Linear Discriminant Analysis) 분류기를 통해 보행단계를 인식한다. 훈련 단계에서는 AHRS센서를 이용하여 무릎각도 변화에 따른 보행단계 범위를 생성한다. 실험 결과, 선행 연구의 경우 오르막 보행에서 평균 58.5%, 내리막 보행에서 35.3%의 정확도를 보인다. 반면, 제안하는 방법은 오르막 보행에서 평균 85.6%, 내리막 보행에서 69.5%의 인식률을 보인다. 또한, 본 연구를 통해 개별 근육 별 보행단계 평균 인식률을 분석하였다.

• 문화기술의 융합
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• 제7권1호
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• pp.134-139
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• 2021

접속의 개념은 인간의 언어가 가진 속성 중의 하나로, 동물의 소통방식은 접속의 구조가 없다고 알려져 있다. 접속이란 문법단위들의 '연결'(connection, linkage)로 영어의 경우 종속접속절을 전치사구(PP)의 범주로 간주하거나, 보문소구 (CP)의 범주로 분류한다. 또한, 문장의 유형과 복잡성도 접속의 방식에 의해서 결정되는데, 동등접속과 달리 종속접속은 접속되는 문법단위가 대부분 절(clause)의 형태가 된다. 전통문법이나 학교문법에서는 종속접속이 그 기능에 따라 명사성 보충절, 형용성 관계절, 부사성 수식-부가절 3가지로 나뉘어 왔으나, 본 논문은 마치 소절(small clause)이 "절"로 인정되면서, 여러 가지 기능을 하는 것과 마찬가지로 무주어 무동사 종속절 (Verbless subordinate clause. V-less SC)을 종속절의 한 유형으로 보면서, 이를 극소절(smallest small clause)로 명명하고, 이들이 종속절의 일부라는 제안을 한다. 또한, 구조와 기능을 보다 세분하여 종합적으로 분석함으로서, XP라고 특정할 수 없는 절을 포함하여 분석할 수 있는 장점이 있음을 지적한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제33권2호
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• pp.145-155
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• 2001

This simulation first allows us to define a transition zone from a bubble to jet mode of the argon out-flow and hereinafter to define a similar area for water-steam leak in the KALIMER SG (Korea Advanced Liquid Metal Reactor Steam Generator) using a water mock-up system, taking into account the KALIMER leak classification and tube bundle design, as a simulation of a real water-steam into sodium leak. in accordance with leak conditions in the KALIMER SG, the transition from bubbling to jetting is studied by means of turbulence regime simulation for argon out-flow through a very small orifice, which has the equivalent diameter of about 0.253 mm. finally the noise generation mechanism is explained from the existing experimental data. We also confirmed the possibility of micro-leak detection from the information of the bubbling mode through simulations and the experiment in this study.

• 한국기후변화학회지
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• 제1권2호
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• pp.109-120
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• 2010

극단적 폭염은 온대지역의 여름철 사망률과 유병률을 증가시키는 기상재해이다. 기후모델의 예측결과에 따르면 미래 폭염의 강도와 빈도는 더욱 증가할 것으로 보고되고 있다. 이 연구는 국내 7개 대도시의 폭염유발기단과 일 사망률의 증가와의 연관성을 제시하며, 이를 기반으로 운영 중인 고온건강경보시스템을 소개한다. 1982년에서 2007년까지 관측된 기후자료로부터 종관기단분류기법이 적용되어 각 도시의 여름철의 각 날에 대한 기단분류가 수행되었다. 폭염유발기단과 일 사망률 증가와의 연관성 연구 결과, 고온건조(DT) 기단과 고온다습+(MT+) 기단의 두 기단에서 가장 높은 사망률 증가 연관성이 관찰되었다. 따라서 DT와 MT+ 기단 내의 기상요소들을 이용하여 초과사망자수를 종속변수로 하는 중회귀 분석을 통한 초과사망자수 예측알고리즘이 제작되었다. 또한, 각 대도시들마다 다르게 나타나는 지역적인 기후순응 특성에 입각하여 각 도시별 예측알고리즘에서 사용되는 독립변수가 선정되고, 고온건강경보시스템의 고온건강주의보 및 경보 기준인 초과사망자수 기준이 설정되었다. 지구온난화 추세 하의 고온건강경보시스템은 대규모 건강이상을 야기할 수 있는 폭염에 대한 효과적인 정보를 대도시 시민들에게 제공할 것으로 기대된다.