• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2001년도 춘계학술대회 논문집 전기기기 및 에너지변환시스템부문
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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.

• 한국산업안전학회:학술대회논문집
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• 한국안전학회 2000년도 춘계 학술논문발표회 논문집
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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)

• 한국정보통신학회논문지
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• 제19권1호
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• pp.185-191
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• 2015

본 논문에서는 원자력 안전등급 제어기기의 안전 통신망 구현을 위한 원자력 안전등급 통신 보드를 제안한다. 원자로 보호계통이 아날로그에서 디지털화되면서 디지털 통신망을 사용하게 되었다. 디지털 통신망은 원자력 안전등급에 사용되는 통신망으로 안전등급에서 요구하는 성능 및 시험을 통과한 통신보드가 제공되어야 한다. 통신 프로토콜 계층은 OSI 7 계층 중 물리계층, 데이터링크 계층, 어플리케이션계층만을 사용한다. 데이터 링크 계층에서는 사이버 보안을 위해 데이터 패키지를 변경하였다. 데이터 건전성을 위해 CRC32를 사용 하였으며 데이터 수신에 대해서는 재요청 및 응답을 하지 않는 단방향 통신만을 함으로써 원자력 안전계통에 영향을 주지 않게 설계 되었다. 또한 원자력안전등급을 획득하기 위해서 요건, 설계, 검증의 절차에 따라 설계하였다. 하드웨어검증을 위해 전자파 시험, 노화분석 시험, 육안검사, 번인시험, 내환경 시험 및 내진 시험과 같은 기기 검증을 수행 하였다. 또한 FPGA 펌웨어 검증을 위해 IEEE 1074의 생명주기를 준수하여 단위시험과 통합 시험을 실행 하였다[1-3].

• 한국산업안전학회:학술대회논문집
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• 한국안전학회 1998년도 춘계 학술논문발표회 논문집
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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)

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제14권2호
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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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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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.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제15권1호
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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.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2012년도 추계학술발표대회
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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.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제13권2호
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• pp.1-18
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• 2017

세계적으로 원자력발전소의 안정적 운영 및 안전성 확보를 위해 수명기간 중 주요 기기 및 배관의 실제 운전 과도상태를 체계적으로 관리하고, 피로 손상의 정량적 평가 및 관리를 위한 체계적인 시스템이 요구되고 있는 실정이다. 이에 본 논문에서는 원자력발전소의 안전등급 1 설비에 대한 피로 평가요건을 분석하였고, 피로 감시방법 및 절차와 웹 기반으로 개발된 피로 감시 시스템인 NuFMS 개발 및 검증 내용을 기술하였다. NuFMS는 설계 시 고려한 과도상태 발생 횟수 대 비발전소의 특정 운전 시점에서의 실제 발생 횟수를 비교하여 안전 여유도의 정량적 확인이 가능하며, 누적피로사용계수 도출을 통해 정확한 피로영향 분석뿐만 아니라 손상 관리가 가능하다. 이와 같이 NuFMS의 적용을 통해 원자력발전소 기기 및 배관의 피로 건전성을 확인하고 운영 신뢰도를 향상시킬 수 있으며, 발전소의 안전성 유지 및 운영비용 절감 등의 효과를 기대할 수 있다. 따라서 향후 국내 전 원전에 NuFMS를 확대 적용할 예정이며, 이러한 기술의 해외 수출을 적극 추진 중이다.

• 대한교통학회지
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• 제29권6호
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• pp.25-37
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• 2011

본 연구는 사업용 운전자들의 상황인식 능력이 사고 유발 회수나 심각성, 벌점 등과 관련성이 있는지 알아보기 위한 목적을 가지고 진행되었다. 이를 위해 상황인식의 지각 단계와 이해 단계의 능력을 측정하기 위한 상황지각 검사와 위험판단 검사를 제작하고, 운전정밀 특별검사 대상자인 사업용 운전자 228명에게 새로 개발된 시뮬레이터 기기를 이용하여 상황지각 검사와 위험판단 검사를 시행하였다. 개발된 과제의 수행 결과는 최종 5등급으로 판정이 내려지도록 설계되었는데 가장 수행이 좋은 경우 1등급, 수행이 나쁜 경우 5등급 판정을 받도록 하였다. 연구 결과, 상황지각 검사에서의 저조한 등급은 누산벌점과 사고 다발도, 안전도 지수와 정적인 상관이 있었으며 위험판단 검사의 등급은 사고 다발도와 안전도 지수와 정적인 상관이 있었다. 이는 사업용 운전자들의 상황인식 능력이 법규위반 및 사고 유발 경향과 관련이 있음을 보여준다.