• 한국원자력학회:학술대회논문집
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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\

• 한국상하수도협회지
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• 통권11호
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• pp.84-87
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• 2005

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제9권1호
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• pp.15-19
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• 2013

The auxiliary feedwater is an important to remove the heat from the reactor core when the main feedwater system is unavailable. In most initiating events in Probabilistic Safety Assessment(PSA), the operaton of this system is required to mitigate the accidents. For one of domestic nuclear power plants, a design change of a turbine-driven auxiliary feedwater pump(TD-AFWP), pipe, and valves in the auxiliary system is implemented due to the aging related deterioration by long time operation. This change includes the replacement of the TD-AFWP, the relocation of some valves for improving the system availability, a new cross-tie line, and the installation of manual valves for maintenance. The design modification affects the PSA because the system is critical to mitigate the accidents. In this paper, the safety effect of the change of the auxiliary feedwater system is assessed with regard to the PSA view point. The results demonstrate that this change can supply the auxiliary feedwater from the TD-AFWP in the accident with the motor-driven auxiliary feedwater pump(MD-AFWP) unavailable due to test or maintenance. In addition, the change of MOV's normal position from "close" to "open" can deliver the water to steam generator in the loss of offsite power(LOOP) event. Therefore, it is confirmed that the design change of the auxiliary feedwater system reduces the total core damage frequency(CDF).

• 대한기계학회논문집B
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• 제36권5호
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• pp.553-562
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• 2012

난방, 환기 및 공기조절(HVAC) 기능이 상실된 사고의 경우, 보조급수를 위한 모터-구동 펌프격실의 온도상승을 전산유체역학 분석을 통해 평가하였다. 닫힌 펌프격실의 과도 계산결과, 8 시간 동안 공간-평균된 공기온도는 $60^{\circ}C$ 정도의 상승이 예상된다. 외기 온도 및 외부 온도는 이전 계산결과로부터 초기 $35^{\circ}C$에서 시작하여 서서히 증가한다고 가정하였다. 격실 문이 사고발생 후 약 2, 4, 그리고 6시간 경과 시점에서 열릴 경우, 체적-평균 격실 내가 온도는 약 $4^{\circ}C$의 즉각적인 하강이 나타나며 이후 서서히 온도가 상승하는 장기 거동을 보인다. 전산유체역학을 적용한 현재의 상세 해석결과는 이전의 집중(lumped) 모델을 사용한 보수적인 계산결과에 비해 낮은 격실온도 상승률을 예측한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권1호
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• pp.41-49
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• 1983

특정 원자력발전소 안전성 계통의 신뢰도 분석을 위한 자료평가의 목적으로 전산코드를 개발하였으며 그 유용성을 입증하였다. 가압 경수로 보조급수 계통 신뢰도 분석을 위하여 개발된 전산코드를 이용하여 관련자료를 평가하였다. 이를 위하여 부품고장률의 선분포는 미국의 원자력안전성 연구보고서, 특정 발전소의 운전경험은 기 발간된 인허가자 사상보고서에서 얻었다. 분석결과 후분포는 대수정규분포 곡선에 잘 점철되며 분포의 오차인자들은 현저히 감소하는 것으로 나타났다.

• 한국항해항만학회:학술대회논문집
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• 한국항해항만학회 2006년도 International Symposium on GPS/GNSS Vol.2
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• pp.455-458
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• 2006

관성항법장치는 관성항법장치를 구성하는 관성센서인 가속도계 및 자이로의 오차요소에 의해 수평축 항법오차는 슐러주기를 가지고 서서히 증가하는 반면에 수직축 오차는 기하급수적으로 증가하는 특성을 가지고 있다. 그러므로 관성항법장치를 장시간 운용하는 경우에는 비관성 보조센서를 이용하여 관성항법장치의 수직축 항법오차에 대한 보정을 반드시 수행하여야 한다. 관성항법장치의 수직축 항법오차를 보정하기 위한 비관성 보조센서의 일종인 기압고도계는 계측된 대기압과 모델링 된 대기압을 비교하여 항체의 고도를 측정하는 방법을 이용하기 때문에 항체의 자세변화 등에 매우 민감하고 대기압 측정오차에 의해 매우 큰 진폭의 잡음 및 바이어스가 존재한다. 본 논문에서는 시뮬레이션 및 시험을 통하여 기압 고도계의 잡음 및 바이어스 오차 성분에 의한 baro-inertial 고도루프의 성능분석 결과를 제시하고 기압고도계 잡음에 둔감한 INS/기압고도계 칼만필터의 설계 결과를 제시한다.

• 원자력산업
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• 6호
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• pp.20-22
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• 1979

본문은, 일본의 통산성${\cdot}$에너지청이 4월 24일 일본의 원발20기에 대해서 행한 안전총점검의 중간보고를 요약한 것이다. 여기서, 보수관리상황을 점검한 주요설비는 다음과 같다. (1) 보조급수계 (2) 가압기방출 Valve (3) 비상용노심냉각장치 1) 고압주입계 2) 축압 Tank 3) 저압주입계 4) 격납용기내부 Spray계 5) 격납용기격리변 6) 비상용전원 등이며 주로 기동전 확인과 일상점검에 중점을 두었던 것이다.

• 원자력산업
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• 제6권5호통권39호
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• pp.28-33
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• 1986

외국에서도 최근에 개발하여 종래의 결정론적 안전성분석방법의 미비점을 보완하여 줄수 있는 유용한 방법으로 인식되어 있고, 경제적 의사결정방법으로 널리 활용되고 있는 확률론적 안전성분석방법의 국내 도입 및 그 응용에 관한 활동을 종합$\cdot$정리하였다. 특히 국내 활동을 연구, 규제 및 응용 분야로 나누어 그 수행기관 및 수행업무를 서술하였으며 최초의 국내 응용연구인 원자력 1, 2호기 보조급수계통의 신뢰분석결과를 간단히 소개하겠다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.741-746
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• 1997

본 연구에서는 울진 3, 4호기 보조급수계통의 1/4 다중안전계통에 대해 기기불이용도식을 유도하여 점검주기 변화에 따른 기기 불이용도를 평가하였고 계통단계에서는 IRRAS Code를 사용하여 계통 불이용도를 평가하였다. 그리고 선형 열화 모델을 이용하여 잦은 점검으로 인한 역효과가 계통 및 기기 불이용도에 미치는 영향을 평가하였다. 상기 역효과를 고려하였을 경우 점검주기 변화에 따른 기기 및 계통의 불이용도는 거의 유사한 경향을 보였고 점검주기가 대략 2개월에서 기기 및 계통 불이용도가 낮게 나타났다.