• 한국인터넷방송통신학회논문지
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• 제23권2호
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• pp.157-162
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• 2023

태양광발전 설비의 고장 중 서지에 의한 고장이 전체 고장률의 20% 차지하고 있으며 발전 중 수십에서 수백[A]의 에너지 방출과 인버터, 접속반 등의 전기적 손상은 전기안전사고로 이어지고 있다. 특히 낙뢰의 경우 전기회로에 이상 전압이 유기되어 절연을 파괴할 뿐만 아니라 이때 흐르는 전류는 화재의 원인이 되고 부품의 열화를 촉진하는 요인으로 작용한다. 이러한 작용으로 도심 밖에서 주택, 아파트, 관공서 등의 도심 내부로 확산하고 있는 태양광 발전장치의 전기 안전 문제가 대두되고 있다. 낙뢰는 필드 기반 및 전도성 전기 간섭을 유발하기에 이 효과는 케이블 길이 또는 도체 루프 증가와 관련하여 증가한다. 또한 서지는 태양광 모듈, 인버터 및 모니터링장치뿐만 아니라 건물 설비의 장치도 손상하기에 최종적으로는 태양광발전시스템의 화재로 인한 운영 중단과 이에 따른 재정손실을 유발하게 시킬 수 있다. 따라서 본 논문에서는 태양광발전시스템의 낙뢰발생으로 인한 화재 및 전기안전사고 증가로 인하여 재산피해 및 인명피해를 줄일 수 있는 목적으로 태양광발전장치의 낙뢰보호 시스템을 연구하고자 한다.

• 한국전자통신학회논문지
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• 제15권6호
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• pp.1069-1074
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• 2020

DC에는 전류 영점이 없기 때문에 DC 차단기의 차단 동작시 아크가 발생한다. 이때 발생하는 아크의 크기에 따라 회로 차단기의 열화 또는 그리드에 치명적인 사고를 발생시킬 수 있다. 따라서 HVDC의 상용화에 있어서 DC차단기의 차단 성능의 안정성 확보는 대단히 중요한 부분이다. 본 연구에서는 DC 차단기의 성능과 신뢰성을 향상시키기 위해 초전도체가 적용된 LC 차단기를 제안하였다. 초전도 LC 차단기는 기존 LC 차단기의 인덕터에 초전도 코일을 적용한 구조로 되어있다. 초기 고장 전류를 제한하는 것 외에도 고장 발생시 안정적인 전류 0점을 생성한다. 이를 확인하기 위해 EMTDC / PSCAD 프로그램을 통해 시뮬레이션을 수행하였다. 또한 초전도 LC 차단기는 일반 코일이 적용된 LC 차단기와의 동작 특성을 비교하였다. 그 결과 초전도 코일이있는 LC 회로 차단기는 일반 코일이있는 LC 회로 차단기에 비해 초기 고장 전류를 약 12kA 더 제한하는 것으로 나타났다. 이러한 결과를 통해서 DC 차단기의 아크 소화 시간을 약 0.16 초 단축시킬 수 있었고, 이를 통해 회로 차단기의 전기적 부담이 줄어드는 것을 확인할 수 있었다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제37권3호
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• pp.205-216
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• 2024

최근 원자력 지진 PSA(Probabilistic Safety Assessment)를 토대로 산업시설물의 지진 PSA를 수행하는 연구가 진행되었다. 해당 연구는 원자력 발전소와 산업시설물의 차이를 파악하고, 최종적으로 운영정지를 목표로 하는 고장수목(Fault Tree)를 구축한 후 시각적 확률도구인 베이지안 네트워크(Bayesian Network, BN)으로 변환하였다. 본 연구는 선행연구를 기반으로 지진으로 유발된 구조손상으로 인해 발생 가능한 화재･폭발에 대해 PSA를 수행하고자 하였다. 이를 위해 화재･폭발을 사건수목(Event Tree)으로 표현하고, BN으로 변환하였다. 변환된 BN은 화재･폭발 모듈로서 선행연구에서 제시된 고장수목 기반 BN과 연계되어 최종적으로 지진 유발 화재･폭발 PSA를 수행할 수 있는 BN 기반 방법론이 개발되었다. 개발된 BN을 검증하기위해 수치예제로서 가상의 가스플랜트 Plot Plan을 생성하였고, 가스플랜트의 설비 종류가 구체적으로 반영된 대규모 BN을 구축하였다. 해당 BN을 이용하여 지진 규모에 따른 전체시스템의 운영정지 확률 및 하위시스템들의 고장확률 산정과 더불어 역으로 전체시스템이 운영 정지되었을 때 하위시스템들의 영향도 분석과 화재･폭발 가능성을 산정하여 다양한 의사결정을 수행할 수 있음을 제시함으로써 그 우수성을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권9호
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• pp.1955-1962
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• 2020

In a sudden shutdown of primary pump or coolant loss accident in a marine nuclear power plant, the primary flow decreases rapidly in a transition process from forced circulation (FC) to natural circulation (NC), and the lower flow enters the steam generator (SG) causing reverse flow in the U-tube. This can significantly compromise the safety of nuclear power plants. Based on the marine natural circulation steam generator (NCSG), an experimental loop is constructed to study the characteristics of reverse flow under middle-temperature and middle-pressure conditions. The transition from FC to NC is simulated experimentally, and the characteristics of SG reverse flow are studied. On this basis, the experimental loop is numerically modeled using RELAP5/MOD3.3 code for system analysis, and the accuracy of the model is verified according to the experimental data. The influence of the flow variation rate on the reverse flow phenomenon and flow distribution is investigated. The experimental and numerical results show that in comparison with the case of adjusting the mass flow discontinuously, the number of reverse flow tubes increases significantly during the transition from FC to NC, and the reverse flow has a more severe impact on the operating characteristics of the SG. With the increase of flow variation rate, the reverse flow is less likely to occur. The mass flow in the reverse flow U-tubes increases at first and then decreases. When the system is approximately stable, the reverse flow is slightly lower than obverse flow in the same U-tube, while the flow in the obverse flow U-tube increases.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권3호
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• pp.317-323
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• 2011

본 논문에서는 원자력 발전소 폴라 크레인(polar crane)의 설계를 위해 유한요소법을 통한 내진해석을 수행하였다. 모드 해석(modal analysis)을 통하여 폴라 크레인의 고유진동수와 진동형상을 파악하고 응답스펙트럼(response spectrum)을 통해 폴라 크레인의 내진 안전성을 평가하였다. 그리고 액체저장탱크에 대한 내진해석을 유한요소법을 이용하여 수행하였는데, 탱크가 요동시에 액체가 탱크 외벽에 가하는 힘을 고려한 슬로싱해석과 안전정지지진 하중 조건에서의 해석을 수행하였다. 본 논문에서 유한요소해석 상용코드인 ANSYS를 이용하여 내진해석에 필요한 해석기법과 과정 등을 설계 시에 활용할 수 있도록 제안하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권2호
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• pp.248-257
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• 2020

This study presents an initial design for a novel system consisting in a coupled nuclear reactor and a phase change material-based thermal energy storage (TES) component, which acts as a buffer and regulator of heat transfer between the primary and secondary loops. The goal of this concept is to enhance the capacity factor of nuclear power plants (NPPs) in the case of high integration of renewable energy sources into the electric grid. Hence, this system could support in elevating the economics of NPPs in current competitive markets, especially with subsidized solar and wind energy sources, and relatively low oil and gas prices. Furthermore, utilizing a prismatic-core advanced high temperature reactor (PAHTR) cooled by a molten salt with a high melting point, have the potential in increasing the system efficiency due to its high operating temperature, and providing the baseline requirements for coupling other process heat applications. The present research studies the neutronics and thermal hydraulics (TH) of the PAHTR as well as TH calculations for the TES which consists of 300 blocks with a total heat storage capacity of 150 MWd. SERPENT Monte Carlo and MCNP5 codes carried out the neutronics analysis of the PAHTR which is sized to have a 5-year refueling cycle and rated power of 300 MW_th. The PAHTR has 10 metric tons of heavy metal with 19.75 wt% enriched UO₂ TRISO fuel, a hot clean excess reactivity and shutdown margin of $33.70 and -$115.68; respectively, negative temperature feedback coefficients, and an axial flux peaking factor of 1.68. Star-CCM + code predicted the correct convective heat transfer coefficient variations for both the reactor and the storage. TH analysis results show that the flow in the primary loop (in the reactor and TES) remains in the developing mixed convection regime while it reaches a fully developed flow in the secondary loop.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.145-150
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• 2005

방사성 폐기물을 처분장에 처분하기 위해서는 처분 안전성을 확보하여야 한다. 본 연구는 간접측정 방법 중 하나인 물질수지 기법을 이용하여 방사성폐기물의 핵종재고량 평가 프로그램을 개발하였다. 개발 기법의 현장 적용평가를 위하여 고리4호기(9차계획예방정비)를 대상으로 선정하였다. 개발한 평가방법의 검증을 위해 정지수화학처리시 정화계통 내 핵종 제거량 평가자료를 바탕으로 비교평가를 수행하였다. 평가대상 핵종은 Co-60이며, 평가결과 상대오차 $1\%$미만으로 나타났다. 이와 같은 평가결과를 바탕으로 상용원전에서 제시하고 있는 해당기간 발생된 폐기물의 직접 측정 결과와 비교하였고, 그 결과 직접측정 방법에 의한 Co-60의 함유량은 본 연구의 개발기법에서 산출한 값보다 약 $50\%$ 작은 것으로 평가 하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권1호
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• pp.84-95
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• 1995

Application of computer software to safety-critical systems is on the increase. To be successful, the software must be designed and constructed to meet the functional and performance requirements of the system. For safety reason, the software must be demonstrated not only to meet these requirements, but also to operate safely as a component within the system. For longer-term cost consideration, the software must be designed and structured to ease future maintenance and modifications. This paper present a software engineering process for the production of safety-critical software for a nuclear power plant The presentation is expository in nature of a viable high quality safety-critical software development. It is based on the ideas of a rational design process and on the experience of the adaptation of such process in the production of the safety-critical software for the Shutdown System Number Two of Wolsong 2, 3 & 4 nuclear power generation plants. This process is significantly different from a conventional process in terms of rigorous software development phases and software design techniques. The process covers documentation, design, verification and testing using mathematically precise notations and highly reviewable tabular format to specify software requirements and software design. These specifications allow rigorous, stepwise verification of software design against software requirements, and code against software design using static analysis. The software engineering process described in this paper applies the principle of information-hiding decomposition in software design using a modular design technique so that when a change is' required or an error is detected, the affected scope can be readily and confidently located. It also facilitates a sense of high degree of confidence in the ‘correctness’ of the software production, and provides a relatively simple and straightforward code implementation effort.

• KSII Transactions on Internet and Information Systems (TIIS)
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• 제16권9호
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• pp.3068-3086
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• 2022

Digital Forensics is gaining popularity in adjudication of criminal cases as use of electronic gadgets in committing crime has risen. Traditional approach to collecting digital evidence falls short when the disk is encrypted. Encryption keys are often stored in RAM when computer is running. An approach to acquire forensic data from RAM when the computer is shut down is proposed. The approach requires that the investigator immediately cools the RAM and transplant it into a host computer provisioned with a tool developed based on cold boot concept to acquire the RAM image. Observation of data obtained from the acquired image compared to the data loaded into memory shows the RAM chips exhibit some level of remanence which allows their content to persist after shutdown which is contrary to accepted knowledge that RAM loses its content immediately there is power cut. Results from experimental setups conducted with three different RAM chips labeled System A, B and C showed at a reduced temperature of -25C, the content suffered decay of 2.125% in 240 seconds, 0.975% in 120 seconds and 1.225% in 300 seconds respectively. Whereas at operating temperature of 25℃, there was decay of 82.33% in 60 seconds, 80.31% in 60 seconds and 95.27% in 120 seconds respectively. The content of RAM suffered significant decay within two minutes without power supply at operating temperature while at a reduced temperature less than 5% decay was observed. The findings show data can be recovered for forensic evidence even if the culprit shuts down the computer.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.291-303
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• 2020

영구정지후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생될 것으로 예상되고 있으며, 이 중 원자로 및 내부구조물은 방사능 수치가 높으므로 1차측에서 적절한 크기와 중량으로 해체된다. 고리 1호기 해체시 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 자체처분 현황 및 법적 제한 사항 분석 등을 통해 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 폐기물은 중준위에서부터 자체처분까지 다양한 준위의 폐기물들이 발생되며, 이 중 자체처분 준위에 해당되는 폐기물은 방사화 평가 결과, 원자로 상부 헤드와 상부 헤드 인슐레이션에서 발생되는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분 준위에 해당되는 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD-RECYCLE 코드를 사용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인 및 집단별 최대선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었으며, 핵종별 자체처분 허용농도를 도출하였다.