• 방사성폐기물학회지
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• 제1권1호
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• pp.55-64
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• 2003

사용후핵연료와 같은 고준위 방사성물질을 취급하는 핫셀 내에서 원격취급장치인 MSM의 작업영역을 벗어난 지역에 위치한 공정장치부품 유지보수공정을 개발하였다. 이를 위하여 대상 핫셀공정인 사용후핵연료 차세대관리공정에 대한 가상목업을 구축하였으며, 구축된 가상목업을 이용하여 MSM 작업영역 및 작업자 시각영역을 분석하고, 그래픽 가상목업의 충돌감지 기능을 이용한 서보 조종기의 경로계획을 수립하였다. 또한, 분석한 결과를 토대로, 서보조종기에 의한 사각지역 내 부품 유지보수 공정을 설정하였으며, 설정된 공정은 그래픽 전산모사를 통하여 검증하였다. 제안된 유지보수 공정은 실제 핫셀공정 수행시 유용하게 활용될 것이며, 그래픽 가상목업은 다양한 핫셀 공정에 대한 분석 및 작업자 훈련 시스템으로 활용하여, 작업 효율성 및 안전성 향상에 기여할 것으로 기대된다.

• 한국자기학회지
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• 제14권6호
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• pp.207-212
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• 2004

전자기학의 분야에서 와전류를 이용한 응용 분야는 매우 다양하다. 예를 들면, 핵을 이용한 원자력 발전소의 증기 발생 튜브 또는 비행기의 엔진이나 날개 부분의 결함 등을 자기적 특성을 이용하여 비파괴 검사를 하는 등의 일이다. 와전류의 특성을 결정짓는 가장 중요한 인자 중 하나가 바로 센서 측정 거리 (lift-off)인데 이것은 와전류를 측정한 센서와 피검사 물체간의 물리적인 공간거리를 뜻한다. 이 인자는 와전류 신호의 특성을 정확하게 분석해내는데 매우 중요함에도 불구하고 실제 필드에서는 모든 경우마다 그 정확한 값을 측정해내기가 힘들 뿐더러 일정한 거리를 상시 유지 하기도 어렵다. 따라서 자기적 신호의 하나인 와전류로 하여금 다양한 상황에서의 lift-off로 변화에도 영향을 받지 않고 일정한 특성을 유지하게끔 해주는 기술이 필요하다. 이 논문은 다양한 lift-off로부터 얻어진 와전류를 보상하여 일정한 성질을 유지하도록 하는 기법을 설명하고 있다. 다양한 lift-off로 부터 얻어진 와전류들은 신호 획득 거리가 0인 이상적 상태의 신호들로 보상 변환 되어 다음 단계인 피검사 시료상의 결함 또는 흠집의 물성이나 특성 파악에 계속해서 쓰이게 된다.

• 에너지공학
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• 제24권1호
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• pp.10-16
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• 2015

최근 신뢰성을 기반으로 한 기법을 철도차량 유지관리에 도입, 적용하기 위해 많은 계획을 세우고 정착시키려는 업무가 진행되고 있으나 시간 및 비용대비 성과에 대해 기술적인 향상이 필요하다. 신뢰성기반의 유지관리 활동은 군수분야에서 시작하여 원자력, 항공 분야 등에서 가장 활발히 추진중이지만 국내철도 현장에도 접목하려는 연구를 본 논문에서 제시하였다. 철도 운영기관에서 신뢰성관련 업무를 도입하거나 적용하기 위해서는 우선 내부의 유지관리 환경을 검토할 필요가 있으며, 이러한 검토결과를 기반으로 각종 신뢰성 기법들을 철도현장에 맞게 적용하고, 특화된 신뢰성프로세스의 정립과 주요 대상 시스템을 선정하여 RCM (Reliability Centered Mainteinance)기법을 적용하여 적정성을 검토하였다. 그 결과 철도차량 유지관리를 보다 체계적이고 합리적인 방법으로 시행하기 위한 절차를 제시하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.227-234
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• 2019

국내 고준위 방사성폐기물 심층처분시스템에 대한 프로세스 기반의 종합성능평가체계(APro) 개발을 위하여 사용자 편의성이 향상된 모델링 인터페이스를 구축하였다. APro의 모델링 인터페이스는 프로그래밍 언어인 MATLAB을 이용하여 구축되었고, 다중물리현상 모사가 가능한 COMSOL과 지화학반응 계산이 가능한 PHREEQC를 계산 엔진으로 활용하여 연산자분리 방식을 적용하였다. APro는 모델링 영역을 기존의 정형화된 처분시스템으로 제한함으로써 모델의 자유도는 낮지만, 사용자 편의성을 향상시켰다. 처분시스템에서 고려되는 주요 현상들을 모듈화하였고, 이를 "Default process"와 다수의 "Alternative process"로 구분하여 사용자가 선택할 수 있도록 함으로써 모델의 유연성을 높였다. APro는 크게 입력자료 부분과 계산실행 부분으로 구성된다. 기본 입력자료는 하나의 EXCEL 파일에 일정한 포맷으로 정리되고, 계산실행 부분은 MATLAB을 이용하여 코딩되었다. 최종적인 전체 계산 결과는 독립적인 COMSOL 파일 형태로 생성되도록 하여 COMSOL을 이용한 계산 결과의 후처리가 가능하도록 하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제15권1호
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• pp.62-70
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• 2019

The APR1400 reactor may be operated for a long time under high temperature and pressure conditions, causing damage to the stud holes and causing stud bolts and holes to stick. The present practice is to manually remove the anti-sticking agent and foreign matter remaining in the APR1400 reactor stud hole and to visually check the surface condition of the thread to check the damage status of the threads. In the case of the APR1400 reactor stud holes, manually cleaning the threads increases the risk of radiation exposure and operator's fatigue. To avoid this, the autonomous mobile robot is used to automatically clean the reactor stud holes. The purpose of this study is to optimize the cleaning performance of the mobile robot by looking at the behavior of the surface roughness of the stud surface cleaned by the brush attached to the mobile robot due to changes in brush material, thickness of wire, and rotation speed. A microscopic approach to the surface roughness of the flank is needed to investigate the effects of the newly proposed brush of the autonomous mobile robot on the thread holes. According to this experiment, it is reasonable to use STS brush rather than Carbon one. Optimal operating conditions are derived and the safety of APR1400 reactor stud holes maintenance can be improved.

• 한국항행학회논문지
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• 제22권2호
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• pp.154-162
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• 2018

원전 주요계통의 전자카드에는 열화상태를 평가하기 위한 곱셈기가 필요하며, 이것은 두 개의 입력신호를 곱하는 기능을 가진 것으로서 실제 신호처리를 할 때 곱셈의 정확성을 기하기가 어렵다. 곱셈기 회로에서 중요한 것은 곱셈값이 정확해야 된다는 것과 곱셈의 선형성이 완벽해야 한다는 것이다. 본 논문에서는 연산증폭기와 트랜지스터의 특성을 이용하여 선형성이 우수한 곱셈기를 개발하여 본 논문에서 제시하여 정당성을 입증하려 하였다. 이와 같은 개발회로로서 정확한 곱셈과 곱셈의 우수한 선형성을 확보하기 위해 반도체의 비선형적인 요인을 제거하도록 노력하였다. 개발된 회로의 우수성을 입증하기 위해 개발된 회로에 적합한 각종 부품값을 부여하여 시뮬레이션으로서 곱셈연산을 수행하였다. 시뮬레이션 결과로서 단계별로 출력파형을 보였으며, 논리적인 분석치와 측정치를 비교분석하였다. 이 방법은 기존의 방법들에 비하여 곱셈결과와 선형성이 우수하다는 것을 확인하였다.

• 대한인간공학회:학술대회논문집
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• 대한인간공학회 1997년도 춘계학술대회논문집
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• pp.56-60
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• 1997

The study of human erroneous actions has traditionally taken place along two different lines of approach. One has been concerned with finding and explaining the causes of erroneous actions, such as studies in the psychology of "error". The other has been concerned with the qualitative and quantitative prediction of possible erroneous actions, exemplified by the field of human reliability analysis (HRA). Another distinction is also that the former approach has been dominated by an academic point of view, hence emphasising theories, models, and experiments, while the latter has been of a more pragmatic nature, hence putting greater emphasis on data and methods. We have been developing a method to make predictions about error modes. The input to the method is a detailed task description of a set of scenarios for an experiment. This description is then analysed to characterise thd nature of the individual task steps, as well as the conditions under which they must be carried out. The task steps are expressed in terms of a predefined set of cognitive activity types. Following that each task step is examined in terms of a systematic classification of possible error modes and the likely error modes are identified. This effectively constitutes a qualitative analysis of the possibilities for erroneous action in a given task. In order to evaluate the accuracy of the predictions, the data from a large scale experiment were analysed. The experiment used the full-scale nuclear power plant simulator in the Halden Man-Machine Systems Laboratory (HAMMLAB) and used six crews of systematic performance observations by experts using a pre-defined task description, as well as audio and video recordings. The purpose of the analysis was to determine how well the predictions matiched the actually observed performance failures. The results indicated a very acceptable rate of accuracy. The emphasis in this experiment has been to develop a practical method for qualitative performance prediction, i.e., a method that did not require too many resources or specialised human factors knowledge. If such methods are to become practical tools, it is important that they are valid, reliable, and robust.

• 한국안전학회지
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• 제35권1호
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• pp.87-96
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• 2020

The purpose of this paper is to develop a fire HRA (Human Reliability Analysis) procedure for full power operation of domestic NPPs (Nuclear Power Plants). For the development of fire HRA procedure, the recent research results of NUREG-1921 in an effort to meet the requirements of the ASME/ANS PRA Standard were reviewed. The K-HRA method, a standard method for HRA of a domestic level 1 PSA (Probabilistic Safety Assessment) and fire related procedures in domestic NPPs were reviewed. Based on the review, a procedure for the fire HRA required for a domestic fire PSA based on the K-HRA method was developed. To this end, HRA issues such as new operator actions required in the event of a fire and complexity of fire situations were considered. Based on the four kinds of HFE (Human Failure Event) developed for a fire HRA in this research, a qualitative analysis such as feasibility evaluation was suggested. And also a quantitative analysis process which consists of screening analysis and detailed analysis was proposed. For the qualitative analysis, a screening analysis by NUREG-1921 was used. In this research, the screening criteria for the screening analysis was modified to reduce vague description and to reflect recent experimental results. For a detailed analysis, the K-HRA method and scoping analysis by NUREG-1921 were adopted. To apply K-HRA to fire HRA for quantification, efforts to modify PSFs (Performance Shaping Factors) of K-HRA to reflect fire situation and effects were made. For example, an absence of STA (Shift Technical Advisor) to command a fire brigade at a fire area is considered and the absence time should be reflected for a HEP (Human Error Probability) quantification. Based on the fire HRA procedure developed in this paper, a case study for HEP quantification such as a screening analysis and detailed analysis with the modified K-HRA was performed. It is expected that the HRA procedure suggested in this paper will be utilized for fire PSA for domestic NPPs as it is the first attempt to establish an HRA process considering fire effects.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.470-482
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• 1995

2025 MWt 가압경수로인 울진 3, 4호기에는 설계기준초과사고인 완전급수상실사고를 완화하기 위하여 안전감압계통이 채택되었다. 본 논문은 울진 3, 4호기의 안전감압계통의 방출유량을 결정하기 위한 해석방법 및 결과에 대하여 논의하였다. 안전감압계통의 방출용량을 다음과 같은 두가지의 설계요건에 따라 결정하였다 : 1) 두 개의 고압안전주입펌프 중 하나의 펌프만이 작동하고 운전원이 안전감압계통의 한 계열의 감압경로를 가압기안전밸브가 열리자마자 개방하였을 경우 노심노출을 방지하여야 한다 2) 두 개의 고압안전주입펌프가 모두 작동하고 두 계열의 안전감압경로를 가압기안전밸브가 열린 후 30분 뒤에 개방하였을 경우 노심노출을 방지하여야 한다. CEFLASH-4AS/REM 전산코드의 모델 및 해석 결과의 타당성을 검토하기 위하여 REL-AP5/MOD3를 이용한 해석을 수행하였다. 운전원의 복구과정이 없을 경우와 운전원이 충전 및 유출운전에 의해 사고를 완화하는 경우의 완전급수상실사고 경위에 대해 수치모사를 수행하였다. 두 사고 경 위에 대해 CEFLASH-4AS/REM에 의해 예측된 원자로계통의 주요 열수력학적 거동이 RELAP5 /MOD3에 의한 결과와 정성·정량적으로 잘 일치하는 것을 알 수 있었다. 결론적으로 울진 3, 4호기에 대해 완전급수상실사고시 안전감압계통을 이용한 충전 및 유출운전에 의해 잔열제거 및 일차계통냉각재 재고량 유지가 성공적으로 이루어짐을 수치모사를 통해 확인 할 수 있었다.

• Investigative Magnetic Resonance Imaging
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• 제16권1호
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• pp.55-66
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• 2012

목적 : 자기공명영상(MRI) 획득시 피험자의 머리 움직임은 영상의 품질에 영향을 줄 수 있다. 영상 왜곡의 발생 원인이 되는 피험자의 움직임을 감지하기 위한 3차원 광학 추적 시스템을 제작하였다. 대상 및 방법 : 시스템은 두 대의 CCD 카메라 및 적외선 조명, 구형 반사 마커, 프레임 그래버(frame grabber)와 데스크탑 컴퓨터로 구성되었다. 두 대의 카메라를 이용하여 마커의 움직임을 관측하는 스테레오 비전 시스템을 제작하고, 카메라의 내부/외부 매개변수를 측정하는 캘리브레이션(calibration)과 측정된 매개변수를 이용하여 3차원 움직임 정보를 계산하는 삼각측량(triangulation)기법을 적용하였다. 캘리브레이션 보드와 피험자용 안경을 제작하여 움직임 추적의 정확도와 실제 MRI 영상 촬영 동안의 움직임 검출의 유효성을 평가하였다. 결과 : 반사 마커가 부착된 안경을 쓴 피험자들이 MRI 영상 촬영 동안 머리를 규칙적으로 움직였을 때, 시스템은 MRI의 고자장 환경 내에서도 영상에 영향을 주지 않고 피험자들의 움직임을 잘 감지했다. 결론 : 제작한 스테레오 비전 시스템은피험자의 머리 움직임을 잘 감지하였고, 실시간 알림 기능을 통해 피험자의 움직임을 중지할 수 있도록 알려줌으로써 MRI 영상에 영향을 주는 것을 최소화할 수 있다.