• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.327-332
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• 1995

가압중수형 원자로의 원자로건물내 주중기관 파단사고는 냉각재 상실사고와는 달리 핵연료 건전성이 유지됨에도 불구하고 파단 부위를 통한 과도한 중기 방출에 따른 일차측 급냉 및 감압에 의하여 경수를 수원으로 사용하는 비상노심냉각 계통(Emergency Core Cooling System:ECCS)의 작동으로 인하여 일차측 중수의 규정농도가 규정치 98% 이하로 저하되어 교체 또는 승급을 요하는 막대한 경제적 손실을 초래 할 수 있다. 원자로건물내 주중기관 파단사고시 비상노심냉각계통의 작동을 방지 또는 지연시키기 위한 운전기법으로 이차측 급수의 차단을 고려하였다. 주증기관 파단크기 50% 이하 범위에서는 원자로 정지후 급수 차단을 통해 비상노심냉각계통 작동을 막을 수 있음이 평가되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.473-480
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• 1996

영광 3/4호기 mid-loop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고시 열수력적 현상을 최적 전산코드인 CATHARE2를 이용하여 해석하였다. 이러한 사고시 열수력적 현상은 일,이차측 냉각재 방출유로와 계통내 비응축성 가스의 거동에 의해 크게 영향을 받는다. 본 연구에서는 2개의 경우를 모의하였는데, 하나는 계통내 방출유로가 있는 경우이며 다른 하나는 방출유로가 없는 경우를 계산하였다. 이 때 사용된 가정은 다음과 같다. (가) 계통은 부분충수 운전 상태로 상부에 비응축성 가스나 증기로 가득 차 있다. (나) 증기발생기는 1대만이 이용 가능하고 이차측은 습식보관 상태이며, 보조급수는 공급되지 않고 이차측 압력은 대기압 상태이다 (다) 사고는 원자로 정지후 2일후 발생한다. 이와같은 조건하에서 사고시 계통 최대압력은 방출유로가 있는 경우 사고후 6,000 초에 0.27 MPa이며, 방출유로를 통한 유량은 총 2.4 kg/s이다. 이 방출유량을 외삽하여 계통수위가 고온관 바닦까지 도달하는데 걸린 시간은 사고후 약 5.67시간이다. 증기발생기 U-튜브를 통한 열전달에 의해 이차측 증기 발생으로 이차측 수위가 하락하면 증기발생기 reflux cooling은 제한을 받을 수 있다. 이 경우 이차측 수위가 U-튜브의 active 영역 상부까지 도달하는데 걸리는 시간은 사고후 약 10시간으로 계산되었다. 그러므로 이 경우 보조급수 공급 여유시간보다 노심 노출시간이 더 빨리 도달하여 노심을 손상시킨다. 사고시 수위지시계는 계통감압에 큰 영향을 주지 못하기 때문에 가능한 빨리 닫아 계통 inventory를 유지하는 것이 이차측 보조급수공급보다 우선한다.합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\

• Proceedings of the Korean Statistical Society Conference
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• 한국통계학회 2004년도 학술발표논문집
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• pp.155-160
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• 2004

불균등 확률 계통추출에서는 모집단 총합에 대한 Horvitz-Thompson 추정량의 대안적 분산 추정량들을 사용하게 된다. 이와 같은 모총합에 관한 분산 추정량들의 설계와 관련한 일반적인 방법은 균등 확률 계통추출에 대한 분산 추정량들에서 시작하고 비율 $y_i,/P_i$에 의한 추정량의 정의에서 $y_i$를 재배치하게 한다. 비선형 조사 통계학에서 추정량들 중의 하나로 테일러 급수 공식을 적용한다. 불균등 확률 계통추출에서의 분산은 8가지 방법으로 추정이 가능하므로 이를 이용한 분산추정량을 구해보고, 비복원 불균등 확률에서의 jackknife방법을 살펴보고자 한다. 또한 이들 분산추정량들에 대한 비교를 몇 가지 방법을 이용하여 알아보도록 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.157-157
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• 2003

• 열병합발전
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• 통권2호
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• pp.25-29
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• 1996

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제57권1호
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• pp.28-41
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• 2019

We carried out performance analysis of Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation-IV Sodium-Cooled Fast Reactor. We analyzed transient-dynamic behavior of fluids inside the steam generator to vent into a sodium dump tank or a water dump tank when tubes in the steam generator were broken to cause a large-water-leak accident. Accordingly, we preliminarily evaluated design requirements of our system. Our results showed that sodium in the shell side of the steam generator and in Intermediate Heat Transport System was completely vented within 50 s and feed water in the tube side of the steam generator was completely vented within 2.5 s. It was analyzed that pressure of the tube side of the steam generator was higher than pressure of the shell side of the steam generator, which showed that sodium in the shell side did not flow into the tube side. Our results are expected to be used as basis information to performance analysis of Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation-IV Sodium-Cooled Fast Reactor.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 한국소음진동공학회 2007년도 추계학술대회논문집
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• pp.674-678
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• 2007

기술수준의 발달로 인해 건물이 대형화 고층화됨에 따라 높은 양정의 펌프를 사용하고 있으며, 배관계통을 대부분 전자식 밸브를 채택하여 입상급수라인의 수충격 현상이 대두되어 수충격 현상제어를 위한 여러 방법들이 시행되고 있다. 본 연구는 수충격 현상을 제어하는 방법 중 수충격 방지기를 이용하여 입상급수라인의 수충격 현상의 제어를 효과적으로 제어할 수 있었다. 향후 본 연구를 계속 진행 시켜나감에 따라 수충격 현상의 제어에 큰 성과를 거둘수 있을 것으로 판단된다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• 제20권2호
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• pp.680-688
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• 1996

In this paper, the unsteady state calculational model is proposed for the thermal stratification analysis in the feedwater line of the PWR plant. By defining dimensionless parameters in the two-dimensional polar coordinate system and applying SIMPLE algorithm, the temperature and flow profiles due to the thermal stratification are obtained. Base on the fact that the most significant condition occurs when the fluid temperature difference between the piping ends reaches as high as 166.deg. C, the present result shows that max. Dimensionless temperature difference of 0.6 (about l00.deg. C) obtained between hot and cold sections of pipe wall at dimensionless time 47.0.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.455-460
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• 1996

원자력발전소의 기기들에 대한 허용정지시간과 점검주기는 운영기술지침서(Technical Specification)에 명시되어 있는데 점검주기가 짧은 기기의 잦은 점검은 손상부품의 교체를 통하여 발전소의 불이용도를 감소시키는 효과가 있는 반면 점검원의 부담을 늘려 보수시 인적오류의 증가로 인한 불이용도 증가의 가능성이 있다. 본연구에서는 기기의 허용정지 시간과 점검주기를 변화시켜 계통의 불이강도를 IRRAS 5.0을 이용하여 허용정지시간과 점검주기의 변화가 계통의 불이용도에 미치는 영향을 분석하는 평가체계를 개발하고 영광 3,4호기 보조급수계통에 적용하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.186-192
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• 1996

가압기의 유체 조건이 증기에서 이상유체로 변화하는 완전급수상실사고 경우에 대한 안전감압계통의 가압기 노즐 및 밸브 전단에서의 유량, 밸브 후단에서의 압력 변화 등 RELAP5/MOD1과 RELAP5/MOD3로 계산된 열수력 조건이 유사한 추세를 나타내었다. 또한 RELAP5/MOD1-CALPLOTFIII와 RELAP5/MOD3-CALPLOTFIII 전산체제로 계산된 안전감압계통의 각 배관부위에서의 동하중도 유사한 추세를 나타내었다. 즉, RELAP5/MOD1-CALPLOTFIII와 RELAP5/MOD3-CALPLOTFIII 전산체제를 이용한 안전감압계통의 열수력 과도현상 해석 결과가 유사하여 RELAP5/MOD1 대신에 RELAP5/MOD3가 안전감압계통의 열수력 과도현상 분석에 대체사용될 수 있을 것으로 판단된다. 그러나 본 연구는 안전감압계통에 국한하여 수행되었으며, RELAP5/MOD1과 RELAP5/MOD3를 이용한 가압기안전밸브 방출배관에 대한 기존의 연구 결과에 의하면 RELAP5/MOD3가 만족스러운 곁과를 제공하지 못하는 바, 다른 계통에 RELAP5/MOD1 대신 RELAP5/MOD3를 대체적용하기 위해서는 개별적으로 각 계통에 대한 비교 평가가 선행되어야 할 것으로 판단된다.