The development of cost-effective electrocatalysts with high durability is one of the most important challenges for the commercialization of polymer electrolyte fuel cells (PEFCs). The durability of the electrocatalyst has been studied in terms of structural change in the active metal and the support. In particular, in fuel cell vehicles, degradation of the carbon-based support is known to have a significant effect on the electrocatalyst deterioration since the start-up/shut-down cycle is frequently repeated. The requirements for the support of the electrocatalyst include high surface area, electrical conductivity, chemical stability, and so on. In this study, we propose the evaluation methods for choosing better support materials and present the physicochemical properties that promising carbon supports should have. Three kinds of carbon materials with different crystallinity are compared. From in-depth study using X-ray diffraction, Raman spectroscopy, thermogravimetric analysis, and accelerated stress test, it is clearly confirmed that the durability of carbon-supported electrocatalysts is closely related to the physicochemical properties of the carbon supports.
에너지저장시스템(Energy Storage System)은 생산된 전력을 필요한 시기에 선택적으로 저장하고 사용함으로써 에너지 효율을 극대화 시키는 시스템이다. 따라서 언제든지 에너지를 충전하거나 공급할 수 있는 상태를 유지하여야 하며, 고장이나 유지보수 시에도 비운영 시간을 최소화하여야 한다. 하지만 현재 대용량 에너지저장시스템은 구조적 문제로 유지보수 시 반드시 운영을 정지하여야 한다. 본 논문에서는 대용량 에너지저장시스템용 모듈라(Modular)를 병렬 구성하여 1MW급 에너지저장시스템용 PCS를 제작하고, 시스템에서 동작 상태를 유지하면서 시스템을 구성하는 요소들의 교체, 변경, 수리가 가능한 핫스왑(Hot Swap) 기술을 실험을 통해 검증하였다.
여성가족부는 2011년 10월부터 온라인게임에 대한 셧다운제를 실시하였다. 셧다운제는 게임 과몰입을 방지하고 청소년의 수면권을 보호하는 것을 정책 목표로 내세웠지만, 셧다운제가 과연 청소년들의 게임 과몰입을 해결할 수 있는지, 정책의 실효성 있는 집행이 가능한지에 대해 많은 반론이 존재하였다. 본 연구는 게이머와 비게이머간에 셧다운제 정책 효과에 대한 인식 차이가 존재하는지, 그리고 셧다운제의 실시가 게이머와 비게이머의 정부 신뢰에 대한 인식에 어떠한 영향을 미치었는지를 살펴보도록 하였다. 설문 조사 결과, 게이머는 셧다운제에 대해 부정적으로 보고 정부신뢰가 감소되었으며, 비게이머들은 셧다운제를 긍정적으로 보고 정부신뢰가 증가되는 효과가 존재하였다. 즉 셧다운제는 비게이머들이 정책효과를 믿으면서 실시한 정책으로, 막상 정책대상자들인 게이머들은 정책 효과를 인정하지 않는 성격을 지니는 정책으로서의 특성을 지닌다.
원자력 발전소(이하 원전)의 계측제어시스템은 원자력 발전소를 안전하게 운전하기 위한 설비로 아날로그 기술에서 디지털기술로 변하고 있다. 그리고 2010년 이란의 부셰르 원자력 발전소의 원심분리기의 가동을 중단시킨 스턱스넷 공격으로 인해 원전의 사이버공격의 가능성이 많이 증가하고 있다. 하지만 국내외 원전 디지털 계측제어시스템의 사이버 보안 강화를 위해 발간된 규제지침들은 보안요구사항들과 정책 및 절차 수립 방법들에 대하여 기술하고 있으며, 실제 적용 가능한 사이버보안 기술을 개발하기 위한 지침으로는 사용하기에 적합하지 않다. 이러한 이유로 원전 디지털 계측제어시스템의 보안을 강화 할 수 있는 원전에 특화된 사이버보안 기술 개발이 필요하다. 이에 본 논문은 원전에 특화된 사이버보안 기술 개발을 위한 기술 개발 체계를 제안하고, 이를 KINCS 사업에서 개발된 공학적안전설비-기기계통에 적용하였다.
발전기 기동정지 계획은 하나의 전력시스템을 형성하는 다수의 발전기에 대해서 주어진 여러 제약을 따르는 일간 또는 주간의 기동 및 정지시간을 결정하는 작업으로 다양한 제약과 방대한 탐색공간으로 인해 최적의 경제적 계획 수립이 매우 어려운 대규모 최적화 문제이다. 타부 탐색은 보통의 지역적 탐색법에 비해 국지적 최적해에 빠질 위험이 적고 다른 전역적 탐색기법에 비해 대상문제에 관한 지식을 충분히 활용하기에 유리하여 많은 최적화 문제에 사용되고 있다. 그러나 규모가 방대하면서 많은 제약조건이 존재하는 대규모 최적화 문제들은 타부 탐색으로도 빠른 시간내에 최적의 해를 찾아내기 힘들다. 본 논문은 대규모 최적화 문제의 하나인 발전기 기동정지 계획 문제를 타부 탐색의 병렬화를 통해 해결함으로써 탐색 소요시간의 단축과 함께 해의 질 또한 향상시킬 수 있음을 보여준다.
현재 철도 차량용 공조 시스템은 3상 AC 380V를 입력으로 받아 온/오프 제어만 하고 있어 효율 저감 및 소음 등의 문제점을 가지고 있으며 AC 전원 공급이 차단될 경우 blower 동작이 멈추는 문제점을 가지고 있다. 본 논문에서는 UPS 기능을 갖는 A/C blower용 인버터 시스템을 제안한다. 제안한 인버터 시스템은 입력으로 AC 전원과 DC 전원을 받아서 blower 구동용 유도전동기의 V/F 제어를 하며, CAN통신을 이용하여 속도, 모드 및 Soft-Start 시간 등을 제어한다. 또한 CAN 통신 고장시에는 정비용으로 RS-232통신을 이용해서도 제어할 수 있고 조작자가 직접 하드웨어적으로 제어할 수도 있어 기존의 문제점을 보완할 수 있다. 시뮬레이션과 실험을 통해 제안한 인버터 시스템의 유용성을 입증한다.
댐의 건설은 유황의 변동과 유사의 흐름을 차단하기 때문에 하천의 수리학적 환경에 큰 영향을 미치게 된다. 본 연구의 목적은 댐의 건설이 댐 하류의 어류의 서식처에 미치는 영향을 분석하는 것이다. 이를 위해 준정류 모형이 흐름모의에 사용되었으며, 물리 서식처 분석을 위해 HSI 모형을 사용하였다. 본 연구에서 사용된 수리모형은 유사이송에 의한 이동상 모의가 가능하다. 유량 시나리오를 통해 댐 건설 전과 후의 피라미에 대한 어류 서식처 조건을 분석하였으며, 모의 결과 댐 건설 후 발전방류로 인하여 피라미의 서식처가 악화되는 빈도가 늘어났다. 또한 댐 하류로부터의 침식이 예측되었다. 이는 상류의 유사량 공급의 차단으로 인하여 나타나는 장기적인 변화이다.
본 논문은 전력설비에 조기적용이 예상되는 초전도한류기의 파라메타를 정의하고 앞으로 개발방향을 제시하기 위하여 한류기의 동작원리, 특성 및 계통조기적용가능성들을 근거로 파라메타의 특성을 비교 ·평가하였다. 또한 한류기의 계통적용효과를 분석하기 위하여 SFCL이 기간 특고압 모델계통에 도입한 경우를 상정하여 3선지락 고장에서 저항형과 유도형 SFCL의 도입 효과에 대하여 RTDS (Real Time Digital Simulation)/EMTDC(Electromagnetic Transient DC)로 시뮬레이션하였다. 특히 저항형과 유도형의 한류효과의 비교 평가, 모선전압의 저하 억제 및 계통과 한류기의 파라메타와의 관련성에 대하여 검토하였다.
Mercurio, Davide;Andersen, Vincent M.;Wagner, Kenneth C.
Nuclear Engineering and Technology
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제50권5호
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pp.627-638
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2018
This article describes an integrated Level 1-Level 2 probabilistic risk assessment (PRA) methodology to evaluate the radiological risk during postulated accident scenarios initiated during the decommissioning phase of a typical Mark I containment boiling water reactor. The fuel damage scenarios include those initiated while the reactor is permanently shut down, defueled, and the spent fuel is located into the spent fuel storage pool. This article focuses on the integrated Level 1-Level 2 PRA aspects of the analysis, from the beginning of the accident to the radiological release into the environment. The integrated Level 1-Level 2 decommissioning PRA uses event trees and fault trees that assess the accident progression until and after fuel damage. Detailed deterministic severe accident analyses are performed to support the fault tree/event tree development and to provide source term information for the various pieces of the Level 1-Level 2 model. Source terms information is collected from accidents occurring in both the reactor pressure vessel and the spent fuel pool, including simultaneous accidents. The Level 1-Level 2 PRA model evaluates the temporal and physical changes in plant conditions including consideration of major uncertainties. The goal of this article is to provide a methodology framework to perform a decommissioning Probabilistic Risk Assessment (PRA), and an application to a real case study is provided to show the use of the methodology. Results will be derived from the integrated Level 1-Level 2 decommissioning PSA event tree in terms of fuel damage frequency, large release frequency, and large early release frequency, including uncertainties.
Korea's first commercial nuclear power plant at Kori site was permanently shut down in 2017 and is currently in transition stage. Preparatory activities for decommissioning such as historical site assessment, characterization, and dismantling design are being actively carried out for successful D&D (Dismantling and Decontamination) at Kori site. The ultimate goal of decommissioning will be to ensure the safety of workers and residents that may arise during the decommissioning of nuclear facilities and, thereby finally returning the site to its original status in accordance with the release criteria. Upon completion of decommissioning, the resident's safety at a site released will be assessed from the evaluation of dose caused by radionuclides expected to be present or detected at the site. Although the U.S. commercial nuclear power plants with decommissioning experience use different site release criteria, most of them are 0.25 mSv/y. In Korea, both the unrestricted and restricted release criteria have been set to 0.1 mSv/y by the Nuclear Safety and Security Commission. However, since the dose is difficult to measure, measurable concentration guideline levels for residual radionuclides that result in dose equivalent to the site release criteria should be derived. For this derivation, site reuse scenario, selection of potential radionuclides, and systematic methodology should be developed in planning stage of Kori site decommissioning. In this paper, for calculation of a preliminary site-specific Derived Concentration Guideline Levels (DCGLs) for the Nuclear Power Plant site, a novel approach has been developed which can fully reflect practical reuse plans of the Kori site by taking into account multiple site reuse scenarios sequentially, thereby striking a remarkable distinction with conventional approaches which considers only a single site scenario.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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