• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회A
• /
• pp.291-295
• /
• 2007

FTL(Fuel Test Loop) is a facility that confirms performance of nuclear fuel at a similar irradiation condition with that of nuclear power plant. FTL consists of In-Pile Test Section (IPS) and Out-Pile System (OPS). FTL construction work began on August, 2006 and ended on March, 2007. During Construction, ensuring the worker's safety was the top priority and installation of the FTL without hampering the integrity of the HANARO was the next one. Task Force Team was organized to do a construction systematically and the communication between members of the task force team was done through the CoP(community of Practice) notice board provided by the Institute. The installation works were done successfully overcoming the difficulties such as on the limited space, on the radiation hazard inside the reactor pool, and finally on the shortening of the shut down period of the HANARO. Without a sweet of the workers of the participating company of HEC(Hyundae Engineering Co, Ltd), HDEC(HyunDai Engineering & Construction Co. Ltd), equipment manufacturer, and the task force team, it is not possible to install the FTL facility within the planned shutdown period. The Commissioning of the FTL is on due to check the function and the performance of the equipment and the overall system as well. The FTL shall start operation with high burn up test fuels in early 2008 if the commissioning and licensing progress on schedule.

• 한국정보과학회논문지:시스템및이론
• /
• 제34권1호
• /
• pp.10-18
• /
• 2007

휴대용 단말기에서의 동영상 및 3차원 영상을 처리하는 것이 일반화되면서, H.264 및 3차원 그래픽 가속기 데이타를 처리하기 위한 연산량이 크게 증가하고 있다. 본 연구에서는 H.264 인코더의 움직임 추정기 및 디코더의 움직임 보상기와 3차원 그래픽 렌더링 가속기를 재구성 가능하도록 설계하였다. 움직임 추정기는 효율적인 데이타 스캐닝 방법과 DAU, FDVS 알고리즘을 사용하여, JM8.2에 제시된 다중 프레임 움직임 추정보다 연산량을 평균적으로 70% 이상 감소시키면서 화질 열화가 없도록 하였다. 3차원 그래픽 렌더링 가속기는 중심선 트래버셜 알고리즘을 사용하여 병렬 처리하도록 함으로써 처리량을 증가시켰다. 움직임 추정기와 3차원 렌더링 가속기의 메모리를 재구성 가능한 구조로 설계하여, 2.4Mbits (47%)의 메모리를 공유하였으며, 메모리를 8개의 블록으로 분산시켜 사용되지 않는 부분의 전력 소모를 최소화 할 수 있도록 하였다. 또한, 움직임 보상기와 3차원 렌더링 가속기의 픽셀 프로세서를 공유하여 약 7%의 하드웨어면적을 감소 시켰다.

• Journal of Mechanical Science and Technology
• /
• 제15권3호
• /
• pp.291-299
• /
• 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
• /
• 제41권4호
• /
• pp.354-358
• /
• 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
• /
• 제15권4호
• /
• pp.319-323
• /
• 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
• /
• 제8권1호
• /
• pp.46-61
• /
• 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
• /
• 제38권11호
• /
• pp.907-914
• /
• 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
• /
• 제17권1호
• /
• pp.121-126
• /
• 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
• /
• 제54권7호
• /
• pp.2395-2407
• /
• 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
• /
• 제18권5호
• /
• pp.841-852
• /
• 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.