• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2001.04a
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• pp.63-66
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• 2001

원자력발전소는 지진과 같은 자연재해나 극한 운전조건에서 방사능물질이 외부로 누출되는 것을 방지하도록 설계 되어야한다. 따라서 이와 관련된 안전등급기기는 원전설비의 정상운전조건뿐 아니라 원전설계기준 사고조건(DBE, Design Basis Events)에서도 그 안전성 관련 기능이 검증되어야 한다. 본 연구에서는 국내 원자력 발전소의 다양한 환경조건을 만족하며 엄격한 기기검증요건에 따라 당사가 수행한 안전등급(Class 1E) 저압 유도전동기의 개발사례를 중심으로 방사능노출시험, 가속열노화해석 및 시험, 내진해석 및 시험으로 구성되는 기기검증의 절차와 방법을 제시하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2000.06a
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• pp.58-63
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• 2000

국내에서 사용되고 있는 가연성 가스$\cdot$증기를 대상으로 한 전기기기의 방폭화 기술은 9가지 중에서 대부분 내압 방폭구조 및 안전증 방폭구조를 채용하고 있는 바 이의 단점 때문에 무겁거나 신뢰성이 약한 편이다. 또한 노동부 고시 제93-19호에서 내압 방폭구조는 방폭지역의 위험등급 (0, 1, 2종)중 1종 장소에서 사용하며, 안전증 방폭구조는 2종 장소에서만 사용할 수 있기 때문에 위험등급이 높은 0종 장소에서는 사용할 수 없다. (중략)

• Journal of the Korea Institute of Information and Communication Engineering
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• v.19 no.1
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• pp.185-191
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• 2015

This paper suggest the safety class communication board in order to design the safety network of the nuclear safety class controller. The reactor protection system use the digitized networks because from analog system to digital system. The communication board shall be provided to pass the required performance and test of the safety class in the digital network used in the nuclear safety class. Communication protocol is composed of physical layer(PHY), data link layer(MAC: Medium Access Control), the application layer in the OSI 7 layer only. The data link layer data package for the cyber security has changed. CRC32 were used for data quality and the using one way communication, not requests and not responses for receiving data, does not affect the nuclear safety system. It has been designed in accordance with requirements, design, verification and procedure for the approving the nuclear safety class. For hardware verification such as electromagnetic test, aging test, inspection, burn-in test, seismic test and environmental test in was performed. FPGA firmware to verify compliance with the life-cycle of IEEE 1074 was performed by the component testing and integration testing.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1998.05a
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• pp.339-345
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• 1998

원자력발전소는 발전소의 안전성 확보를 위해 대기중인 계통의기기(component)들을 가동중에 주기적으로 시험하고 있다. 시험 대상은 주로 미국 기계학회(The American Society of Mechanical Engineers: ASME)에서 정해진 안전등급 1.2,3급의 밸브나 펌프 등으로서, 원자력 발전소를 안전하게 정지시키거나 정지상태를 유지시기는 또는 사고를 완화시키는 기능과 관련돼 있는 기기들이다. 국.내외 원자력 발전소의 안전성 관련 기기들에 대해 수행되는 가동중시험(In-Service Test: IST)의 요건 및 주기 등은 대부분 ASME코드 규정을 근거로 하고있다. (중략)

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.14 no.2
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• pp.69-76
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• 2018

The paper presents preliminary investigation results for the effect of the baseline correction in the acceleration excitation method on finite element seismic analysis results (such as accumulated equivalent plastic strain, equivalent plastic strain considering cyclic plasticity, von Mises effective stress, etc) of nuclear safety Class I components. For investigation, finite element elastic-plastic time-history seismic analysis is performed for a surge line including a pressurizer lower head, a pressurizer surge nozzle, a surge piping, and a hot leg surge nozzle using the Chaboche hardening model. Analysis is performed for various seismic loading methods such as acceleration excitation methods with and without the baseline correction, and a displacement excitation method. Comparing finite element analysis results, the effect of the baseline correction is investigated. As a result of the investigation, it is identified that finite element analysis results using the three methods do not show significant difference.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.239-243
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• 1997

상용기기(Commercial Grade Item CGI)란 구조물, 시스템, 콤포넌트 또는 그것들의 일부분을 구성하는 것으로써 안전기능(safety function)에 영향을 미치지만 basic component로써 설계되거나 제작되지 아니한 것을 의미한다 즉, ASME/NQA-1 Appendix B의 엄격한 품질보증 프로그램 하에서 설계되고 제작되지 아니한 것으로써 원전 이외의 분야에서 상용적으로 널리 사용되고 있는 기기들을 의미한다. 본 논문에서는 이러한 원전 안전등급 분류기준 Non-Nuclear System(NNS) Simple에 해당되는 Non-Safety CGI를 Safety Application의 Nuclear Grade Item으로 사용하기 위한 CGI 평가 및 승인 절차를 제안하고 새로운 CGI 생명주기 모델을 제시하였다. 본 논문에서 제시한 CGI Dedication 절차 및 CGI 생명주기 모델은 우리나라 원전 계측제어계통의 디지털 upgrade plan 및 교체, 신규원전 상용기기 평가방법론에 적용할 수 있을 것이다. CGI Dedication은 10여년전부터 원자력계가 고민해온 분야로써 원전 계측제어계통의 디지털화에 따라 상용 (Commercial Off The Shelf : COTS) 소프트웨어의 승인과 함께 전세계적으로 hot issue가 될 만큼 활발한 연구와 논의가 현재 진행되고 있는 분야이다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.15 no.1
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• pp.1-7
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• 2019

In this paper, the regulations and technical standards related to qualification of safety grade equipment in nuclear power plants are critically reviewed with the qualification procedure in terms of structures, systems, and equipment in nuclear power plants. These facilities should be designed and constructed to protect from natural conditions or disasters and to perform their safety functions even in case of postulated accidents. Equipment Qualification is to demonstrate that the safety related equipment is designed and constructed to perform their safety functions under normal and accident conditions. It is classified into environmental qualification and seismic qualification.

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2012.11a
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• pp.87-90
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• 2012

원자력발전소에 사용되는 모든 시스템은 IEEE에서 최고 수준의 안전도인 CLASS 1E로 분류된다. 그중에서 안전계통은 원자력발전소 안전에 관련한 모든 분야를 관리하는 계통이다. 산업이 발전함에 따라 안전계통 또한 그 규모와 복잡성이 높아지고 있고, 이에 적용되는 요구사항 또한 엄격해지고 있다. 따라서 발전소에 적용되는 안전 동작에 대한 기준을 결정하기 위해서 철저한 오류 예측분석이 수행 되어야 한다. 그 중에서도 NUREG-0492로 규정되어 있는 결함수목분석(Fault Tree Analysis)은 연역적 오류 예측 분석방법으로 원자력 발전소, 우주 산업 등에 관련된 분야는 본 방법을 통하여 오류 예측 분석이 이루어 져야한다. 본 논문에서 원전안전계통을 관리하는 구현 모델인 원전안전등급제어기기(Safety Programmable Logic Controller)에 대하여 결함수목분석을 통한 오류 예측 분석을 하였다. 또한, 위의 구조에 대하여 MSC(Message Sequence Chart)를 통한 모델링을 수행하여, 결함수목분석을 적용하는 과정에서 신뢰도 향상을 더하였다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.13 no.2
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• pp.1-18
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• 2017

Metal fatigue is an important aging mechanism that material characteristics can be deteriorated when even a small load is applied repeatedly. An accurate fatigue evaluation is very important for component structural integrity and reliability. In the design stage of a nuclear power plant, the fatigue evaluations of the Class 1 components have to be performed. However, operating experience shows that the design evaluation can be very conservative due to conservatism in the transient severity and number of occurrence. Therefore, the fatigue monitoring system has been considered as a practical mean to ensure safe operation of the nuclear power plants. The fatigue monitoring system can quantify accumulated fatigue damage up to date for various plant conditions. The purpose of this paper is to describe the fatigue monitoring procedure and to introduce the fatigue monitoring program developed by the authors. The feasibility of the fatigue monitoring program is demonstrated by comparing with the actual operating data and finite element analysis results.

• Journal of Korean Society of Transportation
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• v.29 no.6
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• pp.25-37
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• 2011

This research aimed to investigate whether commercial drivers' situation awareness ability is related to their frequency and magnitude of caused accidents and penalty points. For the purpose of measuring drivers' situation perception and interpretation capacities, two tests named 'situation awareness test' and 'hazard perception test' were developed. The tests were based on the data from 299 commercial drivers (test drivers) using a driving simulator. The outcome of drivers' performance on situation awareness and hazard perception tests was designed to be categorized into 5 grades, classifying the best as grade 1 and the worst as grade 5. As the result, low grades on situation awareness test had positive relationship with accumulated penalty points, frequency of accidents and safety index. Grades on hazard perception test were also positively correlated with accident frequency and safety indices. This suggests situation awareness ability of commercial drivers is significantly related to traffic violations and accident causing tendencies.