• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권2호
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• pp.127-135
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• 2003

The primary contributors to the total occupational radiation exposure in operating nuclear power plants are operation and maintenance activities doting refueling outages. The Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) includes a number of design improvements and plans to utilize advanced maintenance methods and robotics to minimize the annual collective dose. The major radiation exposure reduction features implemented in APR1400 are a permanent refueling pool seal, quick opening transfer tube blind flange, improved hydrogen peroxide injection at shutdown, improved permanent steam generator work platforms, and more effective temporary shielding. The estimated average annual occupational radiation exposure for APR1400 based on the reference plant experience and an engineering judgment is determined to be in the order of 0.4 man-Sv, which is well within the design goal of 1 man-Sv. The basis of this average annual occupational radiation exposure estimation is an eighteen (18) month fuel cycle with maintenance performed to steam generators and reactor coolant pumps during refueling outage. The outage duration is assumed to be 28 days. The outage work is to be performed on a 24 hour per day basis, seven (7) days a week with overlapping twelve (12) hour work shifts. The occupational radiation exposure for APR1400 is also determined by an alternate method which consists of estimating radiation exposures expected for the major activities during the refueling outage. The major outage activities that cause the majority of the total radiation exposure during refueling outage such as fuel handling, reactor coolant pump maintenance, steam generator inspection and maintenance, reactor vessel head area maintenance, decontamination, and ICI & instrumentation maintenance activities are evaluated at a task level. The calculated value using this method is in close agreement with the value of 0.4 man-Sv, that has been determined based on the experience aid engineering judgement. Therefore, with the As Low As Reasonably Achievable (ALARA) advanced design features incorporated in the design, APR1400 design is to meet its design goal with sufficient margin, that is, more than a factor of two (2), if operated on art eighteen (18) month fuel cycle.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.16-25
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• 2016

In severe loss of coolant accidents (LOCA), similar to those experienced at Fukushima Daiichi and Three Mile Island Unit 1, the zirconiumalloy fuel claddingmaterials are rapidlyheateddue to nuclear decay heating and rapid exothermic oxidation of zirconium with steam. This heating causes the cladding to rapidly react with steam, lose strength, burst or collapse, and generate large quantities of hydrogen gas. Although maintaining core cooling remains the highest priority in accident management, an accident tolerant fuel (ATF) design may extend coping and recovery time for operators to restore emergency power, and cooling, and achieve safe shutdown. An ATF is required to possess high resistance to steam oxidation to reduce hydrogen generation and sufficient mechanical strength to maintain fuel rod integrity and core coolability. The initiative undertaken by Electric Power Research Institute (EPRI) is to demonstrate the feasibility of developing an ATF cladding with capability to maintain its integrity in $1,200-1,500^{\circ}C$ steam for at least 24 hours. This ATF cladding utilizes thin-walled Mo-alloys coated with oxidation-resistant surface layers. The basic design consists of a thin-walled Mo alloy structural tube with a metallurgically bonded, oxidation-resistant outer layer. Two options are being investigated: a commercially available iron, chromium, and aluminum alloy with excellent high temperature oxidation resistance, and a Zr alloy with demonstratedcorrosionresistance.Asthese composite claddings will incorporate either no Zr, or thin Zr outer layers, hydrogen generation under severe LOCA conditions will be greatly reduced. Key technical challenges and uncertainties specific to Moalloy fuel cladding include: economic core design, industrial scale fabricability, radiation embrittlement, and corrosion and oxidation resistance during normal operation, transients, and severe accidents. Progress in each aspect has been made and key results are discussed in this document. In addition to assisting plants in meeting Light Water Reactor (LWR) challenges, accident-tolerant Mo-based cladding technologies are expected to be applicable for use in high-temperature helium and molten salt reactor designs, as well as nonnuclear high temperature applications.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제14권2호
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• pp.24-32
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• 2018

System Complexity one of the most common cause failure of the projects, it leads to a lack of understanding about the functions of the system. Hence, the model is developed for communication and furthermore modeling help analysis, design, and understanding of the system. On the other hand, the text-based specification is useful and easy to develop but is difficult to visualize the physical composition, structure, and behaviour or data exchange of the system. Therefore, it is necessary to transform system description into a diagram which clearly depicts the behaviour of the system as well as the interaction between components. According to the International Atomic Energy Agency (IAEA) Safety Glossary, The safety system is a system important to safety, provided to ensure the safe shutdown of the reactor or the residual heat removal from the reactor core, or to limit the consequences of anticipated operational occurrences and design basis accidents. Core Protection Calculator System (CPCS) in Advanced Power Reactor 1400 (APR 1400) Nuclear Power Plant is a safety critical system. CPCS was developed using systems engineering method focusing on Departure from Nuclear Boiling Ratio (DNBR) calculation. Due to the complexity of the system, many diagrams are needed to minimize the risk of ambiguities and lack of understanding. Using Model-Based Systems Engineering (MBSE) software for modeling the DNBR algorithm were used. These diagrams then serve as the baseline of the reverse engineering process and speeding up the development process. In addition, the use of MBSE ensures that any additional information obtained from auxiliary sources can then be input into the system model, ensuring data consistency.

• 대한전자공학회논문지SD
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• 제41권10호
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• pp.95-104
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• 2004

본 논문에서는 0.13㎛ 이하의 deep sub-micron 공정처럼 누설 전류가 심한 공정을 이용하여 멀티미디어 SoC를 설계할 때, 가장 전력 소모가 높은 움직임 추정 기법의 전력 소모를 줄이기 위한 저전력 움직임 추정기의 아키텍쳐를 제안하였다. 제안하는 아키텍쳐는 기존의 동적 전력 소모만을 고려한 구조와는 달리 정적 전력 소모까지 고려하여 누설 전류가 심한 공정에 적합한 구조로, 효율적인 전력 관리가 필수적인 동영상 전화기 등의 각종 휴대용 정보기기 단말기에 적합한 형태이다. 제안하는 아키텍쳐는 하드웨어 구현이 용이한 전역 탐색 기법 (full search)을 기본으로 하며 동적 전력 소모를 줄이기 위하여 조기 은퇴(early break-off) 기법을 도입하였다. 또한 정적 전력 소모를 줄이기 위하여 전원선 잡음을 고려한 메가블록 전원 차단 기법을 사용하였다. 제안된 아키텍쳐를 멀티미디어 SoC에 적용하였을 때의 효용성을 검증하기 위해 시스템 수준의 제어 흐름과 저전력 제어 기법을 개발하였으며, 이를 바탕으로 시스템 수준에서의 소모 전력을 계산하였다. 모의실험 결과 0.13㎛ 공정에서 전력 소모가 50% 정도로 감소함을 확인할 수 있었다. 선폭의 감소와 칩 내부 발열량의 증가로 인한 누설 전류의 증가를 고려할 때, 기존의 동적 전력 소모만을 고려한 구조는 전력 감소 효율이 점점 나빠짐에 반하여 제안하는 움직임 추정기 아키텍쳐는 안정적인 전력 감소 효율을 보여주었다.

• 대한전자공학회논문지SD
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• 제42권5호
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• pp.63-72
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• 2005

본 논문에서는 가정용 로봇에 적용 할 수 있는 운영체제 수준의 동적 전력 관리 기법인 EAJS(Energy-Aware Job Scheduler)를 제안한다. EAJS는 workload가 일정하지 않은 IO 장치를 사용하는 job들을 스케줄하여 장치의 idle주기를 가능하면 연속적이게 만든 후, 장치를 shutdown 시켜서 에너지 소모를 줄이는 능동적인 저전력 스케줄러이다. EAJS는 기존의 저전력 스케줄러와 달리, IO 장치를 사용하는 job의 workload, job의 buffering에 사용 가능한 메모리의 크기, buffering으로 인해 발생하는 시간 지연 등을 동시에 고려하여 job을 스케줄 하기 때문에, 에너지를 절약하면서도 시스템의 성능 저하를 최소화 할 수 있다. EAJS의 prototype을 본 연구에서 개발한 가정용 로봇인 AFM(Autonomous Family Machine)에 구현하였으며, H.263 인코더를 수행시키는 실험을 통해 무선랜과 DSP의 에너지 소모가 최대 $44\%$ 가량 줄어듬을 확인 하였다.

• 한국전자통신학회논문지
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• 제12권5호
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• pp.725-730
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• 2017

원전의 안전 유지를 위한 계측제어계통에 일반적인 IT 자원을 활용하는 사례가 증가하고 있다. 이에 따라 기존 IT 자원이 갖는 잠정적인 보안 취약점으로 인해 원전 사이버 보안 침해 사고가 발생할 수 있으며, 원전의 가동 중단뿐만 아니라 국가적 재난에 이르는 심각한 사고를 야기할 수 있다는 문제가 제기되고 있다. 국내 원자력 규제기관에서는 이에 대응하기 위해 원전 사이버 보안 규제지침을 개발하고 규제 대상 및 범위를 확대시키고 있지만, 원전의 일반적인 보안 문제뿐만 아니라 원전 취약점에 특화된 공격에도 대응할 수 있는 방안이 필요하다. 이에 본 논문에서는 R.G.5.71에서 규정하고 있는 내용 중 취약점 점검과 관련된 42개 항목을 선별하여 5가지의 유형으로 분류 분석하였다. 제안된 분석 내용을 바탕으로 취약점 점검 도구를 개발한다면 원전 사이버 보안 취약점 점검 효율성을 향상시킬 수 있을 것으로 판단된다.

• 전력전자학회논문지
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• 제5권4호
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• pp.318-326
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• 2000

수전단의 관성이 0(수전단에 발전력이 전혀 없는 경우)인 약한 계통에서는 HVDC가 재기동과 무효전력 보상을 위해서 동기조상기의 존재는 필수적이다. 동기조상기와 주된 목적이 무효전력올 보상하는 것이지만 SVC나 STACON과 같은 무효전력 보상장치는 HVDC시스템을 재기동(HVDC에서는 Black-Start라 부른다)시킬 수 있는 능력을 가지고 있지 못하지 때문에 동기조상기가 발전력이 없는 약한 계통에서는 유일한 대안이다. 동기조상기는 발전기의 일종으로서 무효전력을 조정하는 여자 시스템의 종류에 따라 다른 특성을 가지고 있다. 정지형 여자 시스템은 속응성과 보수 유지의 간편성 때문에 많아 각광받고 있는 형태임에도 불구하고 시스템이 가지고 있는 본질적인 결함 때문에 약한 계통에 연결된 경우에는 짧은 문체점을 노출시키고 있다. 반면에 AC 회천형 여자 시스템은 속응성에 낮음에도 불구하고 여자기의 공급전원이 안정하다는 장점올 가지고 있다. 본 논문에서는 이러한 여자 시스템의 장단점을 분석하고 정지형 여자 시스템의 장점과 AC 회전형 여자 시스템의 장점올 결함한 새로운 여자 시스템올 제안하였다. 제안된 시스템은 HVDC 시스템에 연결된 경우에 좋은 제어 특성을 보여 주었으며 결과는 PSCAD/EMTDC를 이용하여 확인하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제40권7호
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• pp.679-683
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• 2016

대형 석탄 화력발전소의 보일러는 안정적인 전력량 수급을 위하여, 계속적인 운전 혹은 기동 정지가 반복하면서 운전 되는 등 매우 열악한 상태에서 운전되고 있기 때문에 신뢰성을 유지하기 위한 주기적 점검과 정비는 필수적이다. 정비를 위한 기존의 비계시스템은 모든 하중이 하부로 집중되어 일부 부재에 문제 발생시 연쇄적으로 비계 시스템이 붕괴되는 문제점이 있다. 이에 따라 본 연구에서는 새로운 노내비계를 개발하여 상부에서 하중을 분산시키고, 일부 부재에 문제가 발생하더라도 연쇄 붕괴의 위험을 최소화하였다. 또한, 보일러 튜브의 구조로 인하여 직접적인 설치가 어려운 경우 노내비계의 설치를 위한 인양시스템을 개발하여 노내비계의 구조적인 안정성을 향상시키고 비계 작업자의 안전성을 확보하여 발전설비의 건전성을 확보할 수 있었다.

• 전력전자학회논문지
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• 제6권1호
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• pp.34-42
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• 2001

전지는 화학에너지를 기계적인 처리과정 없이 전기에너지로 직접 전환하는 장치이다. 부하전압과 부하전류의 용량에 따라 단위전지를 직.병렬 연결하여 사용하게 되며, 전지의 병렬운전은 단독운전 보다 전압강하를 더 천천히 발생시키므로 전압강하에 민감한 전력변환장치들의 효율에 밀접한 관계를 가지고 있다. 병렬운전의 필요성과 장점 때문에 대부분의 축전지를 사용하는 시스템은 병렬운전을 하고 있고, 반면에 선.구 축전지 사이에서 순환 전류가 흐르고, 자가방전이 일어나는 단점 또한 가지고 있다. 신 축전지에서 충.방전 전류가 과다하게 흐르는 불평형 현상과 이로 인해 축전지의 수명단축을 일으키게된다. 본 논문에서는 마이크로 프로세서를 사용하여 선.구 축전지 사이의 볼평형 전류를 검출하고 외부저항을 첨가시켜 내부저항의 차이에 대한 감소효과를 얻어 불평형 전류를 보상하였다. 이를 실험을 통해 구현하였다.

• 정보처리학회논문지:컴퓨터 및 통신 시스템
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• 제2권12호
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• pp.561-568
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• 2013

원전 계측제어계통의 제어기기에 대한 사이버공격은 원자로 정지 또는 방사선 누출 등의 심각한 재앙을 유발할 가능성이 있다. 그러므로 원전 규제기관 및 산업표준의 요건에 따라 심층방호 특성을 고려한 사이버보안 대책설계가 원전 계측제어계통 설계에 요구된다. 본 논문에서는 사이버공격에 대한 원전 계측제어계통의 심층방호 대처 설계시 필수적으로 요구되는 단방향통신 구조를 구현하기 위한 설계방법을 제안한다. 제안한 단방향 통신 구조 구현방법은 통신보드 내에 구현되었다. 단방향 통신을 지원하는 통신보드는 시험을 통하여 심층방호 설계에 필요한 단방향 통신 구조를 제공하며, 사이버공격에 강인한 특성을 갖는 것으로 분석되었다. 이러한 사이버공격에 대비한 심층방호 대처 설계 및 단방향 통신을 지원하는 통신구조는 일체형원자로(SMART) 계측제어계통 설계에 적용되었다.