• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.168-178
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• 1994

사고관리란 사고발생시에 이용가능한 모든 자원, 즉 인원과 설비를 효율적으로 활용함으로써 발전소를 안전상태로 회복시키거나 사고의 피해를 완화시키기 위한 제반 활동을 말한다. 사고관리의 접근방식은 첫째, 후보사고관리방안의 사전 평가, 둘째, 효과적으로 적절한 조치를 수행하게 하는 세부 절차서의 개발, 그리고 셋째, 그러한 조치수행에 필요한 도구와 자원의 준비, 실현 가능한 원전 시스템의 변경등을 포함한다. 사고관리 전략을 평가할 때에는 그 전략의 효율성분만 아니라 부작용, 타당성, 필요한 정보, 기존 절차서와의 양립성 등을 종합적으로 고려하여야 한다. 이 논문의 목적은 여러가지 사고관리 전략을 모델링하고 평가하기위한 체제를 개발하기 위한 의사결정 수목과 영향도의 해석도구를 소개하는 것이다. 이 해석도구와 관련한 여러가지 특징들이 제시되었으며 이 해석도구에 근거하여 세워진 사고관리전략의 평가체제가 간단한 예제문제에 적용되었다.

• 전기학회논문지
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• 제58권10호
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• pp.1916-1922
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• 2009

Introducing distributed generators(DGs) to utility distribution system can cause malfunction of relay on the grid when ground faults or severe load unbalances are occurred on the system. Because DGs interconnected to the grid can contribute fault currents and make bidirectional power flows on the system, fault currents from DGs can cause an interference of relay operation. A directional over current relay(DOCR) can determine the direction of power flow whether a fault occurs at the source side or load side through detecting the phases of voltage and current simultaneously. However, it is identified in this paper that the contributed fault current(Ifdg) from the ground source when was occurred to contribute single-line-to-ground(SLG) fault current, has various phases according to the distances from the ground source. It means that the directionality of Ifdg may not be determined by simply detecting the phases of voltage and current in some fault conditions. The magnitude of Ifdg can be estimated approximately as high as 3 times of a phase current and its maximum is up to 2,000 A depending on the capacity of generation facilities. In order to prevent malfunction of relay and damage of DG facilities from the contribution of ground fault currents, Ifdg should be limited within a proper range. Installation of neutral ground reactor (NGR) at a primary neutral of interconnection transformer was suggested in the paper. Capacity of the proposed NGR can be adjusted easily by controlling taps of the NGR. An algorithm for unidirectional relay was also proposed to prevent the malfunction of relay due to the fault current, Ifdg. By the algorithm, it is possible to determine the directionality of fault from measuring only the magnitude of fault current. It also implies that the directionality of fault can be detected by unidirectional relay without replacement of relay with the bidirectional relay.

• 조명전기설비학회논문지
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• 제16권6호
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• pp.40-50
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• 2002

본 논문에서는 정지형 무효전력 보상기에 대한 최적 LQ 제어기의 가중행렬 선정과정을 유전알고리즘을 이용하여 최적의 가중행렬을 결정하는 기법을 제시하였다. FACTS로 분류되는 여러 기기중 고정된 용량의 커패시터와 싸이리스터 제어에 의하여 용량이 가변되는 인덕터가 병렬로 연결된 구조를 가지고 있는 SVC 시스템은 전압을 효과적으로 제어할 뿐만 아니라 동기발전기의 댐핑을 향상시킬수 있다. LQ제어기의 설계는 최적 가중행렬 선정에 의존하므로 본 논문에서는 종래의 일반적인 방법과는 달리, 자연 생태계의 진화를 모의한 전역적 탐색 최적화 기법인 유전 알고리즘을 이용하여 설계하였다. 이에 대해 고유치 해석과 시뮬레이션을 통해 제어성능을 검토하여 우수한 제어 성능을 가지는 제어기를 최적화 기법인 GA에 의해서 설계할 수 있음을 확인하였다

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2000년도 제18회 학술발표회 논문개요집
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• pp.74-74
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• 2000

낮은 유전상수(k$\leq$3)와 높은 열적안정성(>4$25^{\circ}C$)은 초고집적회로(ULSI)기술에서 RC 지연을 해결하기 위한 금속배선의 중간 절연층으로서의 2개의 가장 중요한 특성이다. 본 연구에서는 cyclohezane을 precursor로 사용하여 plasma enhanced chemical vapor deposition(PECVD)방법으로 유기박막을 성장시켰으며 낮은 유전상수와 높은 열적안정성을 동시에 확보하기 위하여 열적안정성은 좋지 않지만 유전상수가 낮은 박막(soft layer)위에 유전상수는 다소 높지만 열적안정성이 좋은 박막(hard layer)을 얇게 증착하여 hard layer/soft layer의 2층 구조를 형성하여서 구조적, 전기적 특성을 조사하였다. 유기박막은 5$0^{\circ}C$로 유지된 reactor 내부에서 argon(Ar) plasma에 의해 증착되었으며 platinum(Pt)기판과 silicon 기판위에 동시에 증착하였다. Pt 기판위에 증착한 시편으로 유전상수, I-V 등 전기적 특성을 측정하였고, silicon 기판위에 증착한 시편으로 열적안정성과 구조적 특성등을 분석하였다. 증착압력 0.2Torr에서 plasma power를 5W에서90W로 증가할 때 유전상수는 2.36에서 3.39로 증가하였으며 열적안정성은 90W에서 180W로 증가하였을 때 유전상수는 2.42에서 2.79로 증가하엿고 열적안정성은 모두30$0^{\circ}C$이하였다. 단일층 구조에서는 유전상수가 낮은 박막은 열적으로 불안정하고 열적 안정성이 좋은 박막은 유전상수가 다소 높은 문제가 나타났다. 이런 문제를 해결하기 위하여 2 Torr, 120W에서 증착한 유전상수가 2.55이고 열적으로 불안정한 박막을 soft layer로 5150 증착하고 그 위에 0.2Torr, 90W에서 증착한 유전상수가 3.39이고 열적으로 45$0^{\circ}C$까지 안정한 박막을 hard layer로 360 , 720 , 1440 증착하였다. 증착된 2층구조 박막의 유전상수는 각각 2.62, 2.68, 2.79이었으며 열적안정성 측정에서는 40$0^{\circ}C$까지 두께 감소가 보이지 않았다. 그러나 SEM 측정에서 열처리 후 표면이 거칠어지는 현상이 발견되었다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2005년도 추계학술대회논문집
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• pp.782-787
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• 2005

The bottom structure of an instrumented capsule is a part which is joined at the receptacle of the flow tube in the reactor in-core. A geometrical change or the bottom structure has an effect on the pressure drop and the vibration of the capsule. The out-pile test to evaluate the structural Integrity of the material capsule called 04M-l7U was performed by using a single channel and a half core test loop. From the pressure drop test, the optimized diameter of the cone shape's bottom structure which satisfies HANARO's flow requirement (19 6 kg/s) is 71 mm. The maximum displacement of the capsule measured at the half core test loop is lower than 1.0 mm. From the analysis results, it is found that the test hole will not be interfered with near the flow tubes because its displacement due to the cooling water is very small at 0.072 mm. The fundamental frequency of the capsule under water is 9.64 Hz. It is expected that the resonance between the capsule and the fluid flow due to the cooling water in HANARO's In-core will not occur. Also, the new bottom structure of a solid cone shape with 71 mm in diameter will be applicable to the material and special capsules in the future.

• 한국추진공학회지
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• 제22권2호
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• pp.74-86
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• 2018

본 연구에서는 수소발생기에 대한 일차원 모델링을 수행하였다. 본 연구에서 고려하고 있는 수소발생기에서 알칼리용액은 위로부터 건조한 알루미늄 파우더로 공급되며, 알칼리용액이 아래방향으로 진행함에 따라 알루미늄과 반응하여 수소가 발생한다. 수소기체와 알칼리용액에 대한 화학종보존방정식과 기체-액체-고체 혼합물에 대한 에너지보존방정식을 고려하였으며, 기체의 상승속도와 액체의 하강속도는 이론적인 접근법을 이용하여 고려하였다. 개발된 프로그램은 수소발생량 및 수소포집기압력과 비교하여 검증한다. 또한, 개발된 프로그램은 농도, 부피분율, 온도 등 반응대의 내부 물성변화를 성공적으로 예측하였으며, 이는 혁신적인 수소발생기의 설계에 많은 도움을 줄 수 있을 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.555-561
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• 1994

핵연료 건전성 점검을 위하여 다중채널분석기로 얻은 감마선 스펙트럼을 자동으로 빨리 분석하는 프로그램을 개발하였다. 핵연료의 건전성은 실시간 감시와 주기적인 시료 분석을 통한 원자로냉각재내의 방사선준위로 확인된다. 영광 3·4 호기의 경우, 실시간 감시 계통인 프로세스 방사선 감시 계통(PRMS)이 핵연료의 건전성을 확인한다. 현재, PRMS의 스펙트로미터 채널의 신호처리기는 단일채널 분석기이어서 오직 하나의 방사성핵종만을 파악할 수 있다. 따라서 PRMS를 개선하기 위해서는 단일채널분석기를 다중채널분석기로 대치하여야 한다. 이 프로그램은 실시간 모드와 수동모드로 실행되며, 모든 과정을 자동으로 수행한다. 미 국가표준국의 혼합 표준 선원에 대한 시험 결과는 상용 다중채널분석기인 Canberra System 100의 결과와 잘 일치하였다. 결론적으로 개발된 프로그램은 원자력발전소의 감마선 감시에 사용할 수 있을 것으로 보인다.

• 한국방재학회 논문집
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• 제11권2호
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• pp.185-192
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• 2011

BNR공정은 반류수와 가축분뇨에 포함된 고농도의 질소를 제거하는데, 효과적인 공정이다. 특히 고농도의 질소제거에 있어서 완전질산화 반응에 비해 이점을 가지는 아질산화 반응을 유도하고 영향을 미치는 인자들에 대해 다양한 연구결과가 보고되었다. 그 중 유기물의 영향에 대해 많은 연구가 이루어졌는데, 유기물은 아질산화 반응에 관련이 있는 것으로 보고되고 있다. 본 연구에서는 반류수 중 혐기 소화 상징액, 가축분뇨, 혐기 소화를 거친 가축분뇨를 이용하여 실험실 규모의 아질산화 반응조를 운전하였다. 운전 결과를 분석하여, 아질산화 반응에 유기물이 미치는 영향에 대해, 유기물 성상에 따라 분석하였다. 분석 결과 아질산화 반응은 유기물에 영향을 받으며, 유기물 성분 중 $S_S$에 대해 영향을 가장 크게 받는 것으로 나타났다. 따라서 유기물을 하나의 성분으로 보지 않고 그 형태에 따라 세분화하여 관리해야 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3236-3246
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• 2021

Lessons learned from the Fukushima Daiichi nuclear power plant accident directed that multiple failures should be considered more seriously rather than single failure in the licensing bases and safety cases because attempts to take accident management measures could be unsuccessful under the high radiation environment aggravated by multiple failures, such as complete loss of electric power, uncontrollable loss of coolant inventory, failure of essential safety function recovery. In the case of the complete loss of electric power called station blackout (SBO), if there is no mitigation action for recovering safety functions, the reactor core would be overheated, and severe fuel damage could be anticipated due to the failure of the active heat sink. In such a transient condition at CANDU-6 plants, the seal failure of the primary heat transport (PHT) pumps can facilitate a consequent increase in the fuel sheath temperature and eventually lead to degradation of the fuel integrity. Therefore, it is necessary to specify the regulatory guidelines for multiple failures on a licensing basis so that licensees should prepare the accident management measures to prevent or mitigate accident conditions. In order to explore the efficiency of implementing accident management strategies for CANDU-6 plants, this study proposed a realistic accident analysis approach on the SBO transient with multiple-failure sequences such as seal failure of PHT pumps without operator's recovery actions. In this regard, a comparative study for two PHT pump seal failure modes with and without coolant seal leakage was conducted using a best-estimate code to precisely investigate the behaviors of thermal-hydraulic parameters during transient conditions. Moreover, a sensitivity analysis for different PHT pump seal leakage rates was also carried out to examine the effect of leakage rate on the system responses. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy for unmitigated transient conditions with multiple failures.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제17권2호
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• pp.145-156
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• 2021

Ultrasonic Nanocrystal Surface Modification (UNSM) is a peening technology that generates elastic-plastic deformation on the material surface to which a static load of a air compressor and a dynamic load of ultrasonic vibration energy are applied by striking the material surface with a strike pin. In the UNSM-treated material, the structure of the surface layer is modified into a nano-crystal structure and compressive residual stress occurs. When UNSM is applied to welds in a reactor coolant system where PWSCC can occur, it has the effect of relieving tensile residual stress in the weld and thus suppressing crack initiation and propagation. In order to quantitatively evaluate the compressive residual stress generated by UNSM, many finite element studies have been conducted. In existing studies, single-path UNSM or UNSM in a limited area has been simulated due to excessive computing time and analysis convergence problems. However, it is difficult to accurately calculate the compressive residual stress generated by the actual UNSM under these limited conditions. Therefore, in this study, a minimum finite element peening analysis area that can reliably calculate the compressive residual stress is proposed. To confirm the validity of the proposed analysis area, the compressive residual stress obtained from the experiment are compared with finite element analysis results.