• Journal of Mechanical Science and Technology
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• 제15권3호
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• pp.291-299
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• 2001

Recently, severe wear on the shutdown rod cladding of Ulchin Nuclear Power Plant #1, #2 were observed by the Eddy Current Test(E.C.T.). In particular, the wear at the sixth card location was up to 75%. The test results indicated that the Flow Induced Vibration(F.I.V.) might be the cause of the fretting wear resulting from the contact between Rod Cluster Control Assemblies(RCCAs) and their spacing cards(guide plates) arranged in the guide tube. From reviewing RCCAs fretting wear repots and analyzing the general characteristics of F.I.V. mechanism in the reactor, geometric layout and flow conditions around the control rod, it is concluded that the turbulence excitation is the most probable vibration mechanism of RCCA. To identify the governing mechanism of RCCA vibration, an experiment was performed for a representative rod position in which the most serious fretting wear experienced among the six rod positions. The experimental rig was designed and set up to satisfy the governing nondimensional numbers which are Reynolds number and mass damping parameter. The vibration amplitude measurement by the non-contact laser displacement sensor showed good agreements in the frequency and the maximum wearing(vibration) location with Ulchin E.C.T. results and Framatome report, respectively. The sudden increase in the vibration amplitude was sensed around the 6th guide plate with mass flow rate variation. Comparing the similitude rod behaviour with the idealized response of a cylinder in flow induced vibration, it was found that he dominant mechanism of vibration was transferred from turbulence excitation to periodic shedding at the mass flow ate 90ι/min. Also the critical velocity of the vibration in RCCAs was determined and the vibration can be prevented by reducing the bypass flow rate below the critical velocity.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권4호
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• pp.354-358
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• 2016

Background: To find out the leak characteristic of research reactor 'HANARO' building in a typhoon condition Materials and Methods: MELCOR code which normally is used to simulate severe accident behavior in a nuclear power plant was used to simulate the leak rate of air and fission products from reactor hall after the shutdown of the ventilation system of HANARO reactor building. For the simulation, HANARO building was designed by MELCOR code and typhoon condition passed through Daejeon in 2012 was applied. Results and Discussion: It was found that the leak rate is $0.1%{\cdot}day^{-1}$ of air, $0.004%{\cdot}day^{-1}$ of noble gas and $3.7{\times}10^{-5}%{\cdot}day^{-1}$ of aerosol during typhoon passing. The air leak rate of $0.1%{\cdot}day^{-1}$ can be converted into $1.36m^3{\cdot}hr^{-1}$, but the design leak rate in HANARO safety analysis report was considered as $600m^3{\cdot}hr^{-1}$ under the condition of $20m{\cdot}sec^{-1}$ wind speed outside of the building by typhoon. Conclusion: Most of fission products during the maximum hypothesis accident at HANARO reactor will be contained in the reactor hall, so the direct radiation by remained fission products in the reactor hall will be the most important factor in designing emergency preparedness for HANARO reactor.

• 전기전자학회논문지
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• 제15권4호
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• pp.319-323
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• 2011

본 논문에서는 Mobile 기기의 다양한 기능을 지원하기 위해 사용되는 내부 회로들의 낮은 전압 레벨을 지원하기위해 가장 널리 사용되는 SMPS(Switch Mode Power Supply)방식의 Buck converter를 설계한다. 제안된 Buck converter는 넓은 부하 영역에서 높은 효율을 가지는 것을 목적으로 일반적인 구동 방식인 PWM (Pulse Width Modulation)Mode의 고 효율 저 리플 특성 구현 외에 PFM(Pulse Frequency Modulation) Mode를 적용하여 낮은부하 조건 혹은 부하를 사용하지 않는 대기 시간에서도 고 효율 저 리플 특성을 가지는 Dual mode synchronous buck converter를 설계한다. 이를 위해 본 논문에서는 부하 변동 시에 PWM - PFM Mode로의 효율적인 변환방법 및 저 리플 특성을 위한 방법을 제안한다. 또한 제안된 IC는 Mobile 기기에 부합하는 입력 전압 범위 2.5V-5V를 가지며, 2.5Mhz의 높은 주파수로 동작하여 리플 특성이 양호하고 집적화가 유리하다. 고효율을 위하여 Synchronous Type 설계 및 Dynamic Control 방식을 적용하였다. 보호 기능으로는 회로 동작의 초기 시에 발생하는 Inrush Current를 방지하기 위한 Soft start function 외에 Current limit, Thermal shutdown function, UVLO 회로가 내장되어 신뢰성을 높였다.

• 한국정보과학회논문지:컴퓨팅의 실제 및 레터
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• 제8권1호
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• pp.46-61
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• 2002

소프트웨어의 개발 단계 중 품질을 결정하는 주요 단계는 요구 명세 단계로 알려져 있다. 따라서, 소프트웨어 개발 업체는 소프트웨어 요구명세서의 분석을 가장 중요한 단계 중 하나로 취급하고 있고, 특히 안전성이 중요한 시스템의 경우에는 시스템을 운영하기 위하여 국내와 국제적인 규제 기관에서는 요구 명세의 분석을 통한 안전성의 입증을 요구한다. 소프트웨어의 요구 명세 분석을 위한 방법 중 인스펙션과 정형 검증이 가장 효과적인 방법으로 알려져 있다. 본 논문에서는 SCR-style의 요구 명세를 정리 증명기인 PVS를 이용하여 정형 검증을 수행하는 방법을 제안하였다. 그리고, 논문에서 제안된 방법으로 실제 월성 원자력 발전소의 정지 시스템의 검증을 수행하였다. 이 시스템은 인스펙션으로 검증된 적은 있으나 정형 검증 방법으로는 증명된 적이 없고, 국내에서 실제 운영되는 산업계시스템에 정형 검증 방법이 적용된 사례는 매우 드물기 때문에 차후 정형 검증 방법을 적용하기 위한 평가로서도 이와 같은 실험적인 적용이 매우 중요하다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제38권11호
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• pp.907-914
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• 2014

본 연구는 센서식 및 프로그램식의 태양추적장치를 이용하여 집광형 태양전지의 발전효율을 증가시키는 연구를 진행하였다. 또한 집광형 태양전지에서 발생된 열은 히트파이프를 포함한 흡열기로 회수함으로써 온수나 난방에 사용할 수 있었다. 실험 결과 집광형 태양전지의 평균 전기효율은 16%, 히트파이프를 포함한 흡열기의 열효율은 62% 로 복합효율이 78%를 나타내었다. 태양위치에 따른 실시간 추적, 일몰 이후 난방장치의 동쪽방향 원상복귀, 원상복귀후 자동종료는 Simulink 프로그램으로 구현하였다. 히트파이프 유무, 집광비, 흡열기 입구 속도에 따른 집광형 태양전지 및 흡열기 온도를 해석하였으며 실험결과와 일치하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.121-126
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• 2019

원자력발전소 해체과정에서 방사화 재고량에 대한 평가는 방사선 환경에 정보를 제공함으로써 해체 계획을 수립하는데 중요한 정보를 제공한다. 원자로 운전 정지 후 원자로 및 관계시설에서의 축적된 방사능은 노심 구조물, 반사체 및 차폐체 등의 구조재가 중성자 조사에 의해 방사화된것이다. 방사화생성물 중 $^{36}Cl$ 과 $^{41}Ca$ 은 반감기와 화학적 물리학적 특성에 의해 해체 처분 관점에서 매우 중요한 핵종이며 이에 따라 본 연구에서는 차폐 콘크리트 내 생성량을 평가하였다. MCNPX 코드를 사용하여 중성자속과 반응단면적을 계산하였으며 이 결과를 토대로 ORIGEN2 코드를 사용하여 방사화생성물의 양을 평가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권7호
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• pp.2395-2407
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• 2022

The sodium-cooled fast reactor is among the innovative nuclear technologies selected in the framework of the development of Generation IV concepts, allowing the irradiation of uranium-plutonium mixed oxide fuels (MOX). A fundamental step for the safety assessment of MOX-fuelled pins for fast reactor applications is the evaluation, by means of fuel performance codes, of the integral thermal-mechanical behaviour under irradiation, involving the fission gas behaviour and release in the fuel-cladding gap. This work is dedicated to the performance analysis of an inner-core fuel pin representative of the ASTRID sodium-cooled concept design, selected as case study for the benchmark between the GERMINAL and TRANSURANUS fuel performance codes. The focus is on fission gas-related mechanisms and integral outcomes as predicted by means of the SCIANTIX module (allowing the physics-based treatment of inert gas behaviour and release) coupled to both fuel performance codes. The benchmark activity involves the application of both GERMINAL and TRANSURANUS in their "pre-INSPYRE" versions, i.e., adopting the state-of-the-art recommended correlations available in the codes, compared with the "post-INSPYRE" code results, obtained by implementing novel models for MOX fuel properties and phenomena (SCIANTIX included) developed in the framework of the INSPYRE H2020 Project. The SCIANTIX modelling includes the consideration of burst releases of the fission gas stored at the grain boundaries occurring during power transients of shutdown and start-up, whose effect on a fast reactor fuel concept is analysed. A clear need to further extend and validate the SCIANTIX module for application to fast reactor MOX emerges from this work; nevertheless, the GERMINAL-TRANSURANUS benchmark on the ASTRID case study highlights the achieved code capabilities for fast reactor conditions and paves the way towards the proper application of fuel performance codes to safety evaluations on Generation IV reactor concepts.

• 한국전자통신학회논문지
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• 제18권5호
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• pp.841-852
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• 2023

국내 전력계통의 주파수 조정용 발전기로 사용되고 있는 가스터빈은 탄소중립 정책과 더불어 신속한 기동·정지 및 높은 열효율 등으로 인해 이용률이 증가하고 있다. 가스터빈은 고온의 화염을 이용하여 터빈을 회전시키기 때문에 터빈 입구온도가 기기의 성능과 수명을 좌우하는 핵심요소로 작용하고 있다. 하지만 입구온도는 직접적인 측정이 불가능함에 따라 제작사가 산출한 온도를 이용하거나, 현장 경험을 토대로 하여 예측된 온도를 적용하고 있어서 가스터빈의 안정적인 운전 및 유지관리에 많은 어려움을 겪고 있다. 이에 본 연구에서는 인공신경망에서 많이 사용되고 있는 DNN(: Deep Neural Network) 기반으로 하는 재열 가스터빈의 입구온도를 예측할 수 있는 모델을 제시하고 실측 데이터를 기반으로 제안된 DNN의 성능을 검증하고자 한다.

• 전산구조공학
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• 제7권3호
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• pp.95-103
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• 1994

원자력발전소 부품중 안전과 관련된 구조물은 지진하중하에서 그 건전성을 유지하도록 설계되어야 한다. 그중 원자로내부구조물부품은 1차 내진분류에 속하는 것으로써 지진하중하에서의 건전성이 발전소 안전과 경제적인 관점에서 매우 중요하다. 지금까지 이러한 원자로내부구조물의 모델링에 대해서는 여러 사람들에 의해 연구되고 발표되었으나, 본 논문에서는 국내 발전소 중에서 Turn-jey base로 건설되어 이미 가동 중에 있는 영광 1&2호기의 원자로내부구조물에 대한 안전정지지진하의 거동을 Global Beam Model이라는 단순화된 모델을 이용하여 분석하였다. 이 모델의 설정을 위해서 주요부품들을 double pendulum의 보요소로 표현하였고, 이들 주요부품들의 특성해석을 범용유한 요소해석 코드인 ANSYS에 의해 구하여 이를 상부 및 하부에서 간격을 갖는 비선형 스프링으로 모델링하였다. 또한 이 비선형 스프링뿐만아니라 원자로용기와 원자로내부구조물부품들 사이의 유체동적현상을 묘사한 유체동력학적 coupling에 의해 pendulum의 보요소를 서로 연결시켜 모델링을 하였다. 가진자료인 안전정지하중은 영광 1&2호기의 원자로용기 지지부에 가해지는 응답스펙트럼을 시간이력함수로 바꾸었으며, 이 모델과 간진 하중을 가지고 비선형해석 code인 KWUSTOSS의 explicit Runge-Kutta-Gills algorithm을 이용하여 적분을 수행하므로써 안전정지지진하의 원자로 내부구조물에 대한 거동을 구하여 이 구조물의 주요부품에 대한 내진검증 및 구조물 내부에 있는 핵연료집합체의 내진 해석을 위한 입력자료를 확보할 수 있었다. 그리고 본 연구에서 사용된 Globa Beam Model의 간편성 및 효율성과 explicit Runge-Kutta-Gills algorithm에 대한 경제성을 확인할 수 있었다.파악되었 다. 그 외에도 '옥외공간이용 편리'(outdoor or recreation convenience)와 ' 이웃만족'(satisfaction with neighbors), 그리고 '주거환경 유형'(building type, building arrangement type)등도 유의한 인과적 관련을 보이므로써, 기존 문헌들이 제시하고 있는 것보다 훨씬 다양한 변수들이 다양한 경로를 통해 거주자 시각만족의 영향인자가 될 수 있는 가능성을 제시하고 있다. 가설 변수의 하나인 '길찾기의 난이 정도'(difficulty of way-finding)와 종 속변수간에 유의한 관련도가 나타나지 않은 이유로 길찾기 변수가 '시각만 족'보다는 거주자의 '안전만족'(safety)과 관련된 변수일 가능성도 아울러 지적되었다. 본 연구의 결과로부터, 주거 계획 및 설계분야 그리고 추후 관 련 연구 분야를 위한 여러 제안들이 제시되었다.에 관한 국가 규격은 국제 규격에서 저술한 바와 같이 특별히 규정된 것이 없고 VDE(Verband Deutscher Elektrotechniker: 서독전기기술 협회)와 SAE(Society of Automotive Engi- neers: 자동차 기술자 협회)에서 비교적 활발하고 Jaso(Japanese Automobile Standards Organization: 일본 자동차 표준협회)에서 많이 진행중에 있다. 본 고에서는 자동차의 전자제어에 따른 잡음 발생 요인과 전자파 간섭 관련 자동차 규격과 시험평가 방법에 대해 간단히 소개 하였다.저하에 저해요인으로서가 아니라, 인위적이던 자연적이던 간에 아들만 두면 단산하는 현행의 출산풍토하에서는 남아선호관이 오히려 출산력저하에 결정적으로 작용하고 있다고 하겠다. 태아의 성 판별을 통한 선택적 인공임신중절의 건수는 1990년 한해에

• 한국지진공학회논문집
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• 제14권3호
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• pp.23-30
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• 2010

원자력발전소에 설치되는 안전관련 캐비닛형 전기기기는 설치 전에 내진검증이 요구된다. 전기기기의 동특성분석은 내진 검증에 포함된 중요한 과정이며, 기기의 정확한 해석모델을 작성하기 위해서도 필수적으로 요구되는 업무이다. 이 연구에서는 입력진동수준에 따른 기기의 동특성 변화를 분석하기 위하여 원전 지진감시시스템 캐비닛을 대상으로 진동대시험을 수행하고, 입력진동운동의 수준별로 계측된 진동응답신호를 진동수영역분해법으로 분석하였다. 분석결과, 대상기기는 입력진동수준의 크기에 따라 동특성이 비선형적으로 변화하고, 국내 원전의 안전정지지진 수준 이하의 진동에서도 동특성이 비선형적 거동을 보이고 있음을 확인하였다. 이러한 입력진동 수준에 따라 전기기기의 동특성이 비선형적으로 변하는 원인은 대상기기의 특성과 입력진동수준을 고려할 때 일반적인 재료 비선형보다는 각 부품들의 마찰력과 기하학적인 비선형성에 기인하는 것으로 판단된다. 따라서 전기 캐비닛의 입력진동수준에 따른 동특성의 비선형적 변화는 향후 안전관련 기기의 내진검증 업무에서 중요하게 검토되어야 할 것으로 판단된다.