• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.321-327
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• 1996

울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 대형파단 냉각재상실사고 거동에 미치는 현상을 파악하여 이를 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용하고자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC 가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 대형파단 사고시 안전주입탱크 용량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용기준$^{(1)}$ 을 만족하였다. 또한 저압 안전주입계통을 고려하지 않았을 경우, 안전주입탱크 용량을 울진 3,4호기의 60%, 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 175%로 가정했을 때 경수로용 비상노심냉각계통 허용기준을 만족함을 확인하였다.

• 디자인학연구
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• 제21권
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• pp.1-12
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• 1997

본 연구는 인지과학으로부터 몇 가지의 이론을 이용하여 디자인의 사고과정 중의 일부를 설명함으로서, 인지과학으로부터의 지식을 디자인의 문제 해결에 응용하거나, 새로운 사고 발상 방법을 개발할 수 있는 가능성을 모색하기 위한 것이다. 디자인은 복합적이고 고도의 두뇌활동을 필요로 하는 영역이다. 그리고 인지과학은 인간의 두뇌활동을 연구하는 학문이다. 따라서 디자인과 인지과학의 연결은 디자인의 거의 전반에 걸쳐 응용될 가능성을 가지고 있다. 그 연결 가능성을 살펴보기 위하여 본 논문은 주로 아이디어 발상부분에 대한 사고의 과정을 인지과학으로 부터의 지식을 빌어 설명하여 보았다. 디자인의 프로세스와 사고 발상 과정을 인지과학의 지식구조에 대한 이론으로 해석해 본 결과, 디자인 사고 발상의 새로운 전개 가능성을 찾을 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권1호
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• pp.9-16
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• 2009

방사성물질 운반용기는 가상 사고조건에서 구조적 건전성이 유지됨을 실험 및 수치해석을 통해 입증하여야 한다. 가상 사고조건에 포함되는 파열낙하 조건에 대한 기존 유한요소해석의 경우 충격완충체에서 재료의 파손이 발생하기 때문에 일반적으로 유한요소모델에서 이 부분을 무시하고 해석한다. 본 논문에서는 파열낙하 해석에서 충격완충체의 변형으로 인한 낙하에너지 흡수의 효과를 고려하기 위해 요소의 적분점에서 응력 이나 변형율이 재료의 파손 기준치에 도달하면 그 요소를 제거하는 방법을 제안한다. 본 해석방법의 효용성을 보이기 위해 한국원자력연구원에서 설계중인 핫셀 운반용기에 대해 파열낙하 해석을 수행하였으며, 요소제거 기법의 적용을 통해 낙하 에너지의 80% 정도가 충격완충체에서 흡수되는 것으로 계산되었다. 본 해석방법은 시험조건에 비해 보수성을 가지는 평가방법이며, 기존의 해석방법과 비교해 파열낙하 조건을 보다 근사적으로 해석할 수 있는 방법이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제19권1호
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• pp.10-21
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• 1987

극한적인 열제거 기능 상실사고인 급수관 파열사고에 대한 불확실성 해석을 반응표면방법과 Monte Carlo모사를 이용해서 원자력 1호기에 대하여 수행하였다. 여러번의 RELAP4/MOD6를 이용한 급수관 파열사고 해석을 통해 불확실성 해석의 Data Base를 마련하였으며, 비교 목적으로 평가모형 계산도 수행하였다. 급수관 파열사고 이후의 원자로 냉각재계통 최대 압력에 미치는 영향을 조사비교하기 위해 2증류의 입력 Set에 대한 반응표면방법이 활용되었다. 첫 Set는 6개의 주요 발전소 운전변수로 구성되며, 둘째 Set는 5개 주요 모형변수로 구성된다 결과의 비교 분석을 통해 모형변수의 불확실성 이 최대 압력에 미치는 영 향이 운전변수 불확실성의 영향보다 매우 큰 것이 밝혀졌고, 최대 압력 증가의 약 9%에 해 당되는 여유도 개선도 확인되었다. 또한, 평가모델에서 인정되고 있는 초기 냉각재 노심입구 온도에 대한 가정은 잘못된 것으로 밝혀졌다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.48-54
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• 1996

가압경수로의 부분충수 운전중 RHR 계통의 기능상실시 사고완화를 위해 가압기 manway와 증기 발생기 출구공동 manway를 동시에 개방한 경우에 대한 실험결과를 CATHAHR2 코드를 이용하여 해석하였다. 해석을 통해 이 경우에 발생하는 물리적 현상을 이해하고 이와 같은 과도기에 대해 코드 예측능력을 평가하므로 써, 실제 원전에서 사고시 적절한 사고대응 방안을 강구하는데 참고가 될 수 있도록 해석적 근거를 제시하고자 한다. 연구결과 CATHARE2 코드는 실험을 통해 관측된 주요 물리적 현상들을 타당하게 예측하였으나, 가압기와 밀림관의 DP를 과대 예측하여 원자로 상부공동의 최대압력을 실험보다 약 7kPa 높게 예측하였다. 노심 노출시간도 노심에서 기포율 분포를 비현실적으로 예측하여 실험보다 약 500초 지연되었다. 실험과 코드의 모의결과를 통하여 노심 노출은 중력주입에 의한 냉각수 보충만으로 충분히 회복될 수 있음을 확인하였다. CATHARE2 코드는 비록 상세한 현상들에 대해 다소 불확실성을 내포하였으나, 전반적인 거동분석에는 타당한 것으로 판단된다. CATHARE 코드는 노심에서 계면 마찰력을 줄임으로써 노심의 차압을 개선할 수 있었고, guide 튜브의 위치를 고온관 중심선과 일치시켜 guide 튜브내 액체의 hold-up 기간을 개선할 수 있었으며, 가압기의 계면 마찰력을 증가시켜서 밀림관에서 "plug and clearing" 현상을 모의할 수 있었다.모의할 수 있었다.

• 해양환경안전학회:학술대회논문집
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• 해양환경안전학회 2017년도 추계학술발표회
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• pp.162-163
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• 2017

해양 HNS(Hazardous and Noxious Substances)의 유출 사고 시, 막대한 인명 피해와 환경 훼손을 피하기 위해 유출 사고 조기 예측과 정확한 확산 경로를 예측하는 것이 필수적이다. 본 연구의 최종목적은 전산유체역학을 이용하여 HNS사고가 발생하였을 때 위험구역을 적절히 예측할 수 있는 수치해석기법을 개발하고, 다양한 해양사고조건과 환경영향을 고려하여 근접역에서의 2차원 확산 특성을 고찰하고 확산 현상을 예측하기 위한 모델을 개발하는 것이다. 본 연구에서는 상용코드인 ANSYS FLUENT(V. 17.2)을 사용하여 근접역에서의 2차원 확산특성을 모사하고 분석하였다. 특히, 누출된 HNS의 위치별 농도를 예측하기 위해 종수송방정식(Species Transport Equation)을 이용하였으며 RANS(Reynolds-Averaged Navier-Stokes) 방정식과 표준 $k-{\varepsilon}$ 모델을 이용하여 난류유동을 모사하였다. 해석된 결과는 문헌에서 얻어진 실험데이터와 상호비교하였으며 해수의 유속, HNS의 밀도에 따른 유층 두께, 해수면 HNS 평균 농도 그리고 HNS 전파 속도를 분석하였다. 유층 두께는 해류 유속에 따라 변화하며 변화 경향에 따라 두 구간으로 나눌 수 있다. 해류 전파 속도는 대체로 해류 유속과 선형적 비례관계를 갖는 것으로 나타났다. 해수면 평균 HNS 농도는 해류 유속에 선형적으로 비례하여 감소하며, HNS 밀도가 큰 경우 해수면 평균 HNS 체적 농도는 더 빠르게 감소하게 된다. 이러한 결과는 HNS 확산 특성을 분석하고 관련된 예측모델을 개발하는 데에 기여할 수 있다.

• 기계저널
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• 제22권2호
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• pp.124-132
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• 1982

구조물의 사고해석과 안전설계에 대한 파괴력학의 응용에 관해 개설했다. 금후 파괴역학적 개 념을 고려한 새로운 설계곡선의 개발과 대형구조물 파괴제어관리법의 개발이 안전설계에 대한 중요과제의 하나라고 생각한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.207-207
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.474-474
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.267.1-267
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• 1999