• 한국전산구조공학회논문집
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• 제24권3호
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• pp.289-294
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• 2011

본 논문에서는 유한요소모델을 사용하여 원자력 발전용 해수여과장치에 대한 동적 내진해석을 수행하였다. 장치의 검증을 위해서 운전기준지진(Operating Basis Earthquake, OBE)과 안전정지지진(Safe Shutdown Earthquake, SSE)이 설계하중으로 작용하였을 때 부재에 미치는 영향을 평가하였다. 해석대상은 유한요소법을 사용하여 수학적 모델링을 완성하였고, 층응답스펙트럼(Floor Response Spectrum, FRS)에 따른 지진하중과 사하중 등을 적용하여 해석을 수행하였다. 해석된 해수여과장치의 최대변위는 OBE 조건에서 2.5mm이고, SSE 조건에서 최대변위는 4.6mm이다. 최대응력은 OBE 조건에서 24MPa, SSE 조건에서 44MPa이며, 이 값은 재료의 항복강도의 각각 18%, 27% 수준이다. 이에 따라 지진하중 조건에 따른 해수여과장치의 구조적 안전성이 제시되었다.

• 정보과학회 논문지
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• 제43권5호
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• pp.569-578
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• 2016

PLC (Programmable Logic Controller)는 원자력 발전소의 디지털 제어시스템의 개발을 위해 널리 사용되어왔지만 복잡성의 증가와 유지보수 비용 등의 문제로 인해 FPGA (Field Programmable Gate Array) 기반 제어시스템이 대안으로 떠오르고 있다. 하지만 PLC 개발자가 FPGA 기반 제어시스템을 개발하기 위해서는 FPGA 개발을 위한 언어를 사용해야 하고 기존의 PLC 개발에서 획득한 노하우 및 지식의 재사용을 어렵게 만든다는 등의 문제가 발생한다. 본 논문에서는 이와 같은 문제를 해결하기 위해서 PLC 소프트웨어 개발을 위한 언어 중 하나인 FBD (Function Block Diagram)를 FPGA 개발을 위한 하드웨어 기술 언어 중 하나인 VHDL로의 자동 변환을 위한 방법과 이를 기반으로 개발한 자동 변환 도구인 FBDtoVHDL을 소개한다. 본 연구에서 소개하는 FBDtoVHDL 도구를 사용하여 FBD를 VHDL로 자동 변환함으로써 PLC 개발자는 하드웨어 기술 언어에 대한 지식이 없이도 FPGA 개발하는 것이 가능하다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제15권1호
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• pp.60-68
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• 2003

한국원자력연구소(KAERI)의 프로그램 일환으로 콘크리트 격납건물 벽체 부재의 half-thickness 모델을 대상으로 인장실험을 수행하였다. KAERI의 이번 실험연구 목적은 격납건물 내부에서 예기치 못한 사고로 인하여 극한 내압이 작용할 때 콘크리트 격납건물의 성능을 평가할 수 있는 실험적으로 규명된 해석방안을 마련하는데 있다. 여기에 수록된 실험으로부터 얻은 데이터는 콘크리트의 균열거동 및 철근/콘크리트 사이의 상호작용 등을 포함한 재료모델을 요하는 해석방법을 검증하는데 유용할 것이다. 주요 실험 변수는 콘크리트의 압축강도로써 2축 인장을 받는 프리스트레스트 콘크리트 패널 부재의 균열거동에 미치는 영향을 살펴보았다.

• 한국지능시스템학회논문지
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• 제12권4호
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• pp.311-316
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• 2002

원자력 발전소 증기 발생기의 강한 비선형성은 수위 제어에 어려움을 가중시킨다. 또한 중기 발생기의 파라미터의 불확실성은 제어성능뿐 아니라 원자력 발전소의 안정성을 위협하는 요소이다. 또한 제어시스템의 디지털화의 효용은 이미 널리 알려진 바이다. 이러한 문제점을 해결하기 위하여 본 논문은 전력에 따라 모델의 파라미터가 불안정한 특성을 포함하는 원자력 발전소의 증기 발생기를 위한 강인 디지털 퍼지 제어기 설계기법을 제안한다. Takagi-Sugeno (TS) 퍼지 모델을 도입하여 불확실 비선형 증기 발생기의 퍼지 모델을 구성한다. 시스템의 불확실성의 영향을 억제하기 위하여 강인 퍼지 모델기반 제어기의 설계 기법을 제시한다. 설계된 등가의 아날로그 퍼지 제어기의 성능을 보장하는 동시에 효율적인 디지털 제어기를 설계하기 위하여 지능형 디지털 재설계 기법을 제안한다. 증기 발생기 수위제어의 컴퓨터 시뮬레이션 결과로부터 제안된 가인 디지털 퍼지 제어기 설계기법의 효용성을 입증한다.

• 한국전산유체공학회지
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• 제10권3호
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• pp.9-18
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• 2005

During a hypothetical severe accident in a nuclear power plant (NPP), hydrogen is generated by the active reaction of fuel-cladding and steam in the reactor pressure vessel and released with steam into the containment. In order to mitigate hydrogen hazards possibly occurred in the NPP containment, hydrogen mitigation system (HMS) is usually adopted. The design of the next generation NPP (APR1400) designed in Korea specifies 26 passive autocatalytic recombiners and 10 igniters installed in the containment for the hydrogen mitigation. in this study, the analysis of the hydrogen and steam behavior during a total lose of feed water (TLOFW) accident in the APR1400 containment has been conducted by using the CFD code GASFLOW. During the accident, a huge amount of hot water, steam, and hydrogen is released in the in-containment refueling water storage tank (IRWST). The current design of the APR1400 includes flap-type dampers at the IRWST vents which are operated depending on the pressure difference between inside and outside of the IRWST. it was found that the flaps strongly affects the flow structure of the steam and hydrogen in the containment. The possibilities of a flame acceleration and transition from deflagration to detonation (DDT) were evaluated by using Sigma-Lambda criteria. Numerical results indicate the DDT possibility could be heavily reduced in the IRWST compartment when the flaps are installed.

• 한국광물학회지
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• 제16권2호
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• pp.151-159
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• 2003

국내 최초로 $ 31^{P}$NMR 및 XRD를 이용하여 월성원자력 발전소 인근의 해저 저질토에 대하여 퇴적물의 광물학적인 성분 분석 및 인의 존재형태에 대한 연구를 수행하였다. 약 30 cm의 코아에 대한 연구결과, 광물종은 심도별로 변화가 없었으며 주 구성광물은 석영, 알바이트, 미사장석, 방해석과일라이트, 스멕타이트, 녹니석, 그리고 카올리나이트 등이 동정되었다. $^{31}$ P NMR 결과는 다른 외국의 해양 퇴적물에서 보고된 것과 같은 다양한 종의 인은 발견되지 않았으며, 단지 주로 orthophosphate-monoester와 함께 orthophosphate-diester로 판단되는 인이 아주 미량으로 같이 존재하는 것으로 밝혀졌으며 광물종의 경우와 마찬가지로 심도별 인의 종의 변화가 거의 없음을 보여준다. 본 연구 지역의 인은 주로 해양 생물로부터 기인한 것으로 판단된다. 인의 존재형태는 본 지역의 시료들이 산화환경에 있었음을 지시하며 XRD의 실험결과와 더불어 유추할 수 있듯이 본 시료에 대하여 동일한 퇴적환경과 산화환경이 계속되어 왔거나, 아니면 다양한 환경에 있던 것들이 후의 외부적 교란에 의하여 서로 혼합되어 표면의 산화환경에 계속적인 노출이 있었음을 지시한다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제18권4호
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• pp.64-71
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• 2004

본 논문에서는 NIST에서 개발한 CFAST 화재 모델링 코드를 사용하여 원자력발전소 펌프실 화재를 모의하였다. 급기 제한, 최소 산소 농도(Lower Oxygen Limit), 복사열 방출비율(Radiative Fraction), 방화문 개방 정도 등의 CFAST 입력 변수 변화에 따라 화재 성장 변화를 분석하였다. 분석 결과에 의하면 본 화재구역에서의 화재는 환기 지배형 화재이므로 급기 제한 및 최소 산소 농도 10%로 설정하는 것이 타당한 것으로 판단되며, 복사열 방출에 따라 상부층 가스 온도는 큰 변화가 없는 것을 알 수 있었다. 화재가 발생한 화재구역 내 펌프를 제외하고는 상부에 위치한 케이블은 모두 건전성을 유지하는 것으로 나타났으며, CCDP(Conditional CDP)를 평가한 결과 9.25E-07로, 화재위험도분석보다 현실적이고 불확실성이 감소한 결과를 도출할 수 있었다.

• 한국해양공학회:학술대회논문집
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• 한국해양공학회 2002년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.134-139
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• 2002

Fracture behaviors of pipes with local wall thinning are very important for the integrity of nuclear power plant. However, effects of local wall thinning on strength and fracture behaviors of piping system were not well studied. Acoustic emission(AE) has been widely used in various fields because of its extreme sensitivity, dynamic detection ability and location of growing defects. In this study, we investigated failure modes of locally wall thinned pipes and AE signals by bending test. From test results, we could be divided four types of failure modes of ovalization, crack initiation after ovalization, local buckling and crack initiation after local buckling. And fracture behaviors such as elastic region, yielding range, plastic deformation range and crack progress could be evaluated by AE counts, accumulative counts and time-frequency analysis during bending test. It is expected to be basic data that can protect a risk according to local wall thinning of pipes, as a real time test of AE.

• 한국정보통신학회논문지
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• 제19권6호
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• pp.1405-1410
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• 2015

본 연구에서는 정상 운전이나 사고 시 발생되는 고방사선 환경에서 다양한 센서에 공통적으로 사용할 수 있는 내방사선 센서 신호처리 모듈을 설계하였다. 개발한 초기 모듈은 센서의 저항(R)과 정전용량(C) 값의 변화를 입력으로 받아 PWM 신호 변조방식으로 처리하도록 설계되었다. 이 모듈은 총 약 12 kGy 방사선 평가시험에서 Full-Scale 대비 ±10 % 오차범위를 가지고 있었다. 오차 발생의 주요 원인은 방사선 피폭량의 증가에 따른 공통회로 내 스위칭 소자의 열화와 이로 인한 펄스폭 변조회로의 듀티 비 증가로 분석되었다. 이 분석결과를 반영한 방사선 내성강화를 위해 방사선에 의한 특성변화를 상쇄하는 회로를 추가하여 재설계하였고, 20.7 kGy 범위의 TID 시험에서 Full-scale 대비 5% 이하 오차로 개선결과를 얻었다.

• 한국정보과학회논문지:소프트웨어및응용
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• 제29권12호
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• pp.860-872
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• 2002

폴트 트리 분석(Fault Tree Analysis)은 산업계에서 가장 널리 사용되는 안전성 분석 기법 중의 하나이다. 하지만, 이 기법은 보통 수작업으로 이루어지며, 분석 결과를 체계적이고 자동적으로 검증할 수 있는 방법이 없다는 약점을 지닌다. 본 논문에서는 실시간 모델 체커인 UPPAAL을 이용하여 안전성이 중요한 소프트웨어의 요구 사항들을 정형 명세하고, 수작업으로 찬성된 폴트 트리의 정확성을 검증하는 방법을 제안하고 있다. 제안된 방법을 유용성을 확인하기 위해서 월성 원자력 발전소의 비상 정지 소프트웨어(Wolsung SDS2)에서 사용된 기능 요구 사항들을 예제로서 사용하였다. 폴트 트리는 월성 SDS2에 대한 전문적인 지식을 지니고 폴트 트리를 이용한 안전성 분석을 여러 번 수행해 본 경험이 있는 대학원생들에 의해 작성되었다. 기능 요구 사항들은 UPPAAL의 입력으로서 사용되기 위해서 시제 오토마타의 형태로 수작업으로 변환되었으며, 이 폴트 트리의 정확성을 검증하기 위해서 모델 체킹을 사용하였다 본 논문에서 제안된 방법을 월성 SDS2 예제에 적용해 본 결과, 수작업으로 작성된 폴트 트리에 존재하는 오류를 찾을 수 있었으며, 이러한 작업을 통하여 제안된 방법이 폴트 트리 분석에 대한 신뢰도를 높이는데 유용함을 발견하였다.