• Nuclear industry
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• v.26 no.4 s.278
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• pp.85-103
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• 2006

국제원자력규제자협의회(INRA) 정식 가입/ "원자력 기술 주도국으로 부상"/ "방패장 건설 사업 착실히 추진"/ 방폐장 처분 방식 "객관적이고 투명하게"/ 인도네시아 국회의장 고리 원전 방문/ 세계 원자력 안전 전문가들 한 자리에/ 아시아 태평양 지역 17개국 원자력 협력 토의/ 국제핵융합실험로(ITER) 공동이행협정문서 최종 확정/ 한 · IAEA, 원자력방호기술 향상 방안 협의/ 울진 원전 6호기 리스크 정보 활용 정기 검사 수행/ IAEA, 국내 원전 안전 점검 협의 위해 방한/ 중국 원전 기술단 방한/ 울진 원전 총발전량 4천억kWh 돌파/ 원전 안전 관리 실태 불시 점검 결과 양호/ '핵융합연구센터' 공식 출범/ 핵융합에너지개발진흥법 제정을 위한 공청회 개최/ 제9차 한-미 안전조치 기술협력 회의 개최/ 개량핵연료 'PLUS7' 첫 상용화/ 베트남 원자력 협력 강화 워크숍 개최/ "2015년엔 세계 최우수 발전회사"/ 'APR1400'중국에 적극 홍보/ 한수원, 협력기업에 500억원 지원/ "한국 원자력 도입 경험 배우겠다"/ 방사선원 사고 대비 예방 안전 체계 구축/ "한수원 신용 등급 A+"/ 울진 6호기 '첫번째' 계획 예방 정비착수/ '2006 원자력 체험전' 개최/ 원자로 내부 이물질 감시 시스템 개발/ 월성 3호기 정비 완료, 발전 재개/ IAEA안전조치이행자문단 월성 원전 방문/ 제11회 원자력안전기술정보회의 개최/ 월성 1호기 방사능 방재 전체 훈련 실시/ (주)선바이오텍, 첫 '연구소 기업' 공식 승인/ 방사선원 안전성 향상 워크숍 개최/ 양성자 가속기 사업 본격 궤도에/ 스웨덴 프로스마르크 원전 관계자 방한/ "방폐장 유치한 성숙한 시민 의식 감탄" / "올해는 혁신을 체질화하겠다"/ KAERI, 연구윤리위원회 발족/ 2005년 지식 활동 우수 그룹 포상/

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2003.05a
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• pp.473-483
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• 2003

본 논문은 안전해석 등에 사용되는 RETRAN-3D 등 최적해석 코드를 기반으로 하면서도 복잡한 하드웨어 없이 간편한 GUI (Graphic User Interface)를 이용하여 광범위한 발전소 과도상태를 해석하기 위한 다양한 기능을 통해 시뮬레이션 조작을 쉽게 할 수 있는 웨스팅하우스형 950MW급 최적 원전운전분석기 (Nuclear Plant Analyzer)를 다루고자 한다. WH형 950MW 원전 운전최적분석기는 기존의 단순한 Point Kinetics 모델이 아닌 정교한 3D 실시간 노심모델과 RETRAN 코드를 기반으로 하는 실시간 NSSS 열수력 모델 (ARTS)이 통합된 모델을 갖추고 있으며, 해당형식발전소 (WH 3 Loop PWR Plant : 고리 3,4호기, 영광1,2호기 원전)의 여러 가지 과도사고를 실시간으로 정상, 비정상, 비상운전 등으로 모의할 수 있도록 개발되었다. 모의결과 주요 과도 상태의 결과가 해석한 결과와 잘 일치하였으며, 해당형식 발전소 과도 분석이나 규제요원 훈련에 이용될 계획이다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.22 no.1
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• pp.9-13
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• 2002

A pool image processing measurement method has been developed to improve the examination efficiency and to minimize the errors of dimensional measurements of spent fuel assemblies in pool. Diameter and length measurements of mock-up fuel rods using the image processing system are $-0.24{\pm}0.03mm,\;0.34{\pm}0.06mm$ on the basis of the true value and their maximum errors are within -0.3 and 0.4mm, respectively, According to the result of dimensional measurement of spent fuels in pool, the upper and lower part diameter and mid part diameter of fuel rods of the J44 fuel assembly irradiated for 2 cycles in the Kori-2 nuclear reactor were decreased by about 2.0 and 3.0% in comparison with design values, respectively. The length of fuel rods was elongated by about 0.4%. The change behavior of diameter and length. of fuel rods of the F02 fuel assembly irradiated for 3 cycles in the Kori-1 nuclear reactor showed a trend similar to the results of J44.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2000.11a
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• pp.61-66
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• 2000

The KEPRI has been upgrading the KNPEC(Korea Nuclear Power Education Center) #2 simulator, a replica of Yonggwang Unit 1 & 2, due to the outdated systems. The scenarios, such as the continuous load change, are selected to verify and validate the simulator, and the data required to V&V are generated with the best-estimated codes, RETRAN and MARS. The reactor coolant system and steam generator system are cut up into volumes and junctions for the accurate model of the scenarios, and other components and control systems are modeled. For the model the operation and design data of the plants is used and in some cases the data of Kori Unit 3 & 4 is used to fill up the lack of required data. The results of some selected analyses with the models are compared with the operating data of the plants to verify the models, and the analyses of the scenarios are carried out to generated the data for the V&V of the simulator

• Nuclear industry
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• v.23 no.6 s.244
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• pp.39-47
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• 2003

법령에 의하여 요구되는 주기적 안전성 평가를 위하여 인적 요소 평가 방법론을 개발하였다. 특히 평가 하위 업무간의 중복을 제거하여 업무의 효율을 향상시키고 반복적으로 수행되는 동일발전소, 혹은 타발전소의 결과를 충분히 활용할 수 있도록 하였다. 이 방법론은 인간 기계 연계 체제의 현상태 평가, 운전 이력 중심 평가, 시뮬레이션 활용 평가라는 3가지로 특정지어진다. 이 평가 방법을 적용하여 고리 3$\cdot$4호기에 대해서 부분 평가를 수행하였고 그 결과를 제시하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.345-350
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• 1997

1980년대 이후로 원자로냉각재 온도를 계측하기 위한 RTD우회배관 계통을 제거하고 RCS 배관에 직접삽입식 RTD를 설치하여 온도를 계측하고 있다. 이에 고리 1,2,3,4호기에서도 직접삽입식 RTD를 설치하고자 한다. 이때 고온관 온도층화에 의한 계통측정정확도(PMA)가 설비 개선후 어떻게 변하는지 평가하였다. 평가 결과 RTD우회배관 계통의 PMA는 1.3℉F이고 직접삽입식 RTD 계통은 1.0℉로 계산되어 설비 개선후의 불확실도가 작아짐을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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• pp.248-259
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• 1995

고리 3호기 원자로를 대상으로 압력용기에서의 고속중성자 집적량을 계산하였다. 수송계산에는 2차원 각분할 수송코드인 DOT 4.3을 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF /B-II와 ENDF /B-III를 근거로 한 CASK와 ENDF /B-IV를 근거로 한 BUGLE80, 고리고 ENDF /B-Ⅵ를 근거로 한BUGLE93 등이다. 사용한 핵단면적에 따른 압력용기에서의 고속중성자속 분포를 살펴보고 최근에 배포된 BUGLE93 라이브러리의 Dosimeter File을 사용하여 1, 2차 감시시험에서 측정된 중성자 측정시료의 방사능으로부터 계산된 고속중성자속 측정치를 계산된 고속중성자속과 비교하였다. 이 비교를 통하여 압력용기에서의 고속중성자속과 수명기간동안의 고속중성자 집적량을 평가하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.747-752
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• 1997

고리 3,4호기 및 영광 1,2호기 PSA Ⅰ단계 수행 결과 ATWT에 대한 노심 손상 확률은 다른 사건에 비해 상대적으로 적어 소홀히 취급될 수 있으나 전체적인 노심 손상 확률 저감을 위해 본 연구에서는 ATWT 사건 중 터빈 정지시 원자로 정지불능을 선정하여 HRA를 수행하였다. HRA 수행의 첫째 과정은 위에서 선정한 사건에 대해 시나리오를 가정하고 이를 4개 그룹의 주제어실 운전원들에게 적용하여 모의 제어반을 이용한 훈련을 실시하였으며 운전원 조치 과정중의 행동관찰, 훈련결과, 개별 면담 등을 통해 국내 운전원 특성에 맞는 HRA의 기초자료를 얻었다. 두 번째 과정은 위의 결과 및 절차서에 근거하여 PSF 고려 유무에 따라 실패 확률의 정량적 평가와 불확실성 분석을 수행하여 ATWT에 대한 HRA 수행 자료로 활용 가능하도록 하였으며, 끝으로 ATWT 영향 완화를 위한 대안을 제시함으로서 노심 손상 확률을 감소시키기 위한 기초가 되도록 하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.259-264
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• 1997

본 논문에서는 Westinghouse(WH)사에서 공급한 고리 3, 4호기의 증기발생기 모델에 강인제어 기법의 하나인 QFT(Quantitative Feedback Theory)를 적용하여 플랜트에 존재하는 불확실성이나 외란에 대해 강인성을 보장하는 제어기를 설계하였다. 증기발생기의 주파수응답 한계조건은 MATLAB QFT Toolbox를 이용하였으며, loop shaping에 의한 전달함수 식별을 위해서 근사화 기법을 적용하였다. 그리고 5∼20[%]의 저출력구간에서 모의실험을 하여 본 논문의 유용성을 보였다.

• Korean Journal of Materials Research
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• v.4 no.3
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• pp.357-363
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• 1994

The irradiation growth of the Zircaloy-4 cladding in the KOFA fuel loaded in the Kori-2 nuclear plant was measured to evaluate the irradiation growth behavior and to be compared with that of the Siemens cladding having different manufacturing process. Due to the partial recrystallization by final heat treatment, the KOFA Zircaloy-4 cladding showed a two step irradiation growth behavior such as the growth saturation and the accerlation which is typical of the fully annealed Zircaloy cladding. The difference in the measured irradiation growth rate between the KOFA and the Siemens cladding could be explained by the difference in the cladding texture which depends on the manufacturing process. From the measured irradiation growth data of Kori-2 KOFA fuel, a two-step irradiation growth model of the KOFA Zircaloy-4 cladding was derived, the accuracy of which can be more clearly verified as the measured data of the irradiation growth are accumulated in the future.