• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2002년도 춘계학술발표논문집 (하)
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• pp.1155-1158
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• 2002

고리 및 영광 등 국내 원자력발전소의 디지털 방사선 감시계통(DRMS)는 이기종의 방사선 계측장치와 계측데이터 수집, 처리 장치의 혼합으로 구성되는 경우가 많아서 DRMS 가 갖추어야 될 계통 구성의 신축성과 운영편리성을 위하여 개선점이 많은 것으로 판단된다. Java 프로그래밍 언어를 확장하는 Jini 의 기술은 확장성(Scalability)과 건전성(Robustness), 이식성 (Portability), 그리고 원자력 발전소 계통 설계요건에서 가장 중요시되는 고장 대처능력 (Failure-tolerance)을 갖춘 DRMS 구성을 가능하게 한다. 본 논문은 Jini 기술을 이용하여 초기 및 운영 비용을 절감하면서도 효율성과 안전성을 증대시킬 수 있는 새로운 DRMS 구축방안을 제시한다.

• 정보관리학회지
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• 제2권2호
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• pp.115-149
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• 1985

도서관에서 일반적으로 사용되는 분류(分類) 시스템은 도서(圖書) 중심으로 되어 있어, 특수 조직체의 기술((技術) 및 행정문서(行政文書)의 내부정보(內部情報)를 분류하는데는 어려움이 많다. 따라서 각 기업체에서는 조직체의 특성에 맞는 문서정보관리체제(文書情報管理體制)를 구축하고 특정한 코딩시스템이나 화일링 시스템을 개발해서 사용하고 있다. 원자력 발전소의 모든 자재 및 자료는 각기 특정한 코딩시스템으로 관리되고 있는데 시스템이 제각기 서로 다르게 구성되어 있어 상호참조(相互參照) 및 상호협력(相互協力)이 어려운 상태이다. 이 논문(論文)에서는 영광 원자력 발전소를 대상으로 하여 기존의 자재(資材) 및 자료(資料)의 코딩시스템을 모두 조사, 분석하고 모든 자료에 범용적(汎用的)으로 사용할 수 있는 통일된 자료관리 코딩 시스템을 설계한 것으로 일반 분류 시스템 및 색인 시스템을 적용하기가 어려운 특수조직체의 내부정보관리 사례 연구이다. 본 시스템 설계로 자재와 자료간의 상호참조, 업무간의 상호협력, 중앙화일 구성 운영등의 효과를 기대할 수 있다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권3호
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• pp.165-172
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• 2003

본 연구에서는 국내 원자력발전소가 위치한 지역의 토양(영광, 울진, 고리, 고성, 월성)에 존재하는 휴믹산(HA)을 추출하여 각 시료의 원소성분 및 분광학적 방법(UV/Vis, IR, CPMAS $^{13}C$ NMR)을 이용한 물질 특성을 조사하였고, Aldrich HA과 함께 비교 분석하였다. 분자량 크기 분포의 차이는 한외여과법을 이용하여 조사하였다. 원소분석 결과, 울진 지역의 HA에서 가장 높은 산소 함량비를 보였으며, 고리와 고성지역의 HA에서 상대적으로 낮은 산소 함량비를 보였다(O/C: 0.51(UJHA) vs. 0.43(KRHA), 0.46(KSHA)). 분자량 크기 분포는 울진과 영광 지역의 HA가 고리와 고성 지역의 HA에 비하여 30,000 daltons이상의 고분자가 더 높게 존재함을 알 수 있었다. CPMAS $^{13}C$ NMR, UV/Vis., IR 등의 분광학적 특성분석 결과, 울진과 영광 지역의 HA가 고리, 고성 및 월성 지역의 HA에 비하여 상대적으로 높은 방향족성(aromaticity)과 산소 포함 작용기의 함량이 높은 특성을 보였다. 이상의 결과로 볼 때, 울진과 영광지역의 HA가 상대적으로 더 높은 휴믹화(humification) 단계의 물질 특성을 가짐을 알 수 있었으며, 금속이온과의 반응성이 더 높을 것으로 예측된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.363-368
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• 1998

영광 5,6호기 유출계통의 과도현상을 평가하기 위해서 Electric Power Research Institute (EPRI)에서 개발한 발전소 과도해석용 코드인 Modular Modeling System-Real Time Capable (MMS-RTC) 코드를 이용하여 유출계통의 모델을 구성하였다. 구성된 모델을 이용하여 수력학적 현상을 모사하고 배압제어벨브 제어기의 제어변수 및 유출 오리피스 차단벨브의 Stroke Time 등의 운전특성을 고려하여 수력학적 현상을 분석하였다. 분석결과 배압제어벨브 제어기 제어변수의 적절한 선정이 계통의 과도현상 완화에 매우 중요한 인자임을 알 수 있었고, 유출 오리피스차단벨브의 Stroke Time의 변화가 유출계통의 과도현상에 상당한 영향을 미치고 있음을 알았다. 결과적으로 유출계통의 과도상태를 적절하게 제어하기 위해서는 벨브의 특성, 벨브의 Stroke Time 및 배압제어밸브 제어기 제어변수들이 적절히 선정하여야 한다고 판단된다.

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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• 한국시뮬레이션학회 2000년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.168-173
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• 2000

지금까지 국내에서 설치되어 있는 원전 시뮬레이터용 노심 (Neutronics) 모델 프로그램은 주로 전산기 성능이 오늘날 비해 낮은 환경에서 실시간으로 노물리 계산을 위해 중성자 확산(Diffusion)현상을 미리 반영한 곡선을 사용하는 등 빠른 계산을 위해 많은 가정과 간략화가 있었다. 본 논문에서는 중성자 물리 계산을 2 Group 3-D로 계산이 가능한 최신의 노심코드(REMARK)를 이용하여, WH사가 공급한 900Mw의 3 Loop PWR인 영광 1호기 12주기를 기준으로 한 시뮬레이터의 노심모델 개발하기 위한 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMAR 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발과 개발된 노심모델의 자체 검증 및 원자력발전소 사고해석에 쓰이는 최적평가코드(RETRAN)를 기반으로 하는 최신 실시간 열수력 시뷸레이션(ARTS) 모델과 결합(Integration)되어 원자로 냉각재 펌프 1대 정지 및 터빈정지 시험등 과도시험한 결과를 기술하였으며 개발된 노심 모델은 원자력 교육원 2호기 시뮤레이터에 적용될 예정이다.

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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• 한국시뮬레이션학회 2000년도 추계학술대회 논문집
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• pp.78-83
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• 2000

본 논문은 영광 1호기 원자력발전소를 기준발전소로 하여 개발된 PRE-MARK 소개 및 PRE-MARK을 기반으로 개발된 노심모델의 결과를 제시하고자 하는 것을 주된 목적으로 하고 있다. 노심 모델개발에는 REMARK 모델 프로그램을 기반으로 개발된 PRE-MARK를 이용하였으며, PRE-MARK의 주요 특징으로는 노심모델 입력자료를 노심설계코드 및 Lattice코드로부터 자동으로 생성하며 GUI 기반으로 변경된 REMARK으로 입력하여 노심모델을 구동함과 동시에 실시간으로 중요 변수의 현재 값들을 그래프로 도시해줌으로 조율 (Tuning) 상수를 용이하게 결정할 수 있도록 하는 것이다 또한 BOL 및 EOL에서 HFP 평형 Xenon 조건에서의 제어봉 위치에 따른 제어봉가(Rod worth)를 영광 1호기 12주기 NDR(Nuclear Design Report)과 비교하고, 원자로정지 이후 BOL, MOL 및 EOL에서의 시간에 따른 Xenon의 반응도 영향을 비교함으로 개발된 모델의 건전성을 입증하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.532-537
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• 1996

영광 1호기의 일차계통인 원자로 냉각재 평균온도( $T_{avg}$)를 적정값으로 미세조정하여 운전할 때, 2차계통 주요 운전변수인 주증기압력이 상승하고 터빈출력이 상승함을 발견하여 이에 대한 터빈사이클 열성능 변화를 발전소 전체 열평형 계산에 의해 정량적으로 파악하고, 그 원인을 열역학 2법칙에서의 엔트로피개념을 이용한 유용에너지의 최대값인 엑서지이론을 적용하여 분석하고자하였다. 분석 결과 열평형 계산에서는 전체 열량의 대부분인 63.2%가 복수기에서 손실되는 것으로 나타나는 반면, 열역학 제2법칙의 엑서지를 이용한 분석에서는 비가역손실이 주로 터빈(전체 엑서지의 12.7%)에서 일어나고 그 다음이 복수기(5.7%), 급수가열기(2.1%) 그리고 1,2단 재열기 (1.0%)의 순으로 전체 사이클에서 일어나며, 주증기 압력이 상승할 때 터빈 출력이 상승하는 주원인은 주증기의 유용성(엑서지)이 크게 증가하는 것에 비해 터빈사이클에서의 비가역손실은 적게 증가하기 때문으로 나타났다.다.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2000년도 전력전자학술대회 논문집
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• pp.249-252
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• 2000

원자력 교육원 #2(KNPEC-2) 시뮬레이터는 1980년도 중반에 웨스팅하우스에 의해 공급되어 계속 사용되어 오다가 현재 성능개선 연구가 진행 중이다. 이번 성능개선을 통해 기존의 컴퓨터 시스템(Gould MPX)와 소프트웨어의 전면 교체가 이루어지고 있으며 최적 계산 코드를 이용한 실시간 열수력 모델 (ARTS; Advanced Real-Time Thermal-Hydraulics Simulation) 개발 , 2-Group 3D 실시간 노심모델(REMARK ; REal Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)를 이용한 노심 주기개선 (Cycle Update) 가상현실 기술 등을 이용한 컴퓨터 교육지원 시스템(CATS: Computer Assister Training System)등 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도들 및 그 결과에 대해 기술하고 있다. 기준발전소(Reference Plant)인 영광 1호기 12주기의 노심모델로 주기개선(Cycle Update)을 위한 REMARK의 입력자료 생성을 위해 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMARK 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발하였다. 또 이를 이용하여 개발된 노심모델은 최적계산코드(RETRAn 3D) 의 열수력 해법을 이용하여 개발된 NSSS 열수력코드(ARTS) 와 결합(Integration) 되어 안정 및 과도 상태 시험에 사용되었으며 원자로 냉각재 펌프 정지등의 몇 가지 과도 시험 계산결과 기존 해석 결과와 잘 일치하였다 중앙제어실(MCR; Main Control Room)내의 운전원 행동만 훈련하도록 되어있는 기존시뮬레이터의 한계를 극복하기 위해 가상현실 (VR) 저작도구를 이용한 발전소 현장 내부를 표현하는 가상발전소 (Virtual Plant) 발전소 현장에 소재하여 기존 시뮬레이터의 모의한계 밖에 있던 패널을 표현한 가상판넬(Virtual Panel)등과 강의실에서 발전소 모의 훈련을 가능케 하기 위해 가상현실 기술을 이용한 컴퓨터 지원 교육훈력 시스템(CATS ; Computer Assister Training System)을 개발 중이며 일부 개발부분을 소개하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.469-475
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• 1996

우리나라 원자력기술 수준은 정부와 원자력위원회의 적극적인 개발정책 제시와 관련기관들의 헌신적인 노력에 힘입어 영광 원전 3,4호기의 준공으로 95%를 상회하는 것으로 평가되고있다. 하지만 이는 상업용 원자력 발전소의 개발ㆍ이용 능력이며 비발전 분야를 포함하는 원자력 미래기술의 개발능력 수준은 아직 이에 못미치고 있다. 이러한 국내 원자력기술 개발ㆍ이용의 상황을 고려하여, 본 연구는 원자력기술 선진국이라 할 수 있는 일본, 독일 그리고 프랑스 등에서 수행한 과학기술 미래기술 평가 사례를 조사하고 여기에서 나타난 원자력 미래기술의 종류와 각 기술에 대한 예측, 평가 결과를 조사하고 국가별 평가 결과의 비교를 수행한다. 이 연구는 기존의 원자력기술에서 시야를 넓혀 과학기술의 범주에서 원자력 미래기술을 조명하고, 또한 원자력 선진국의 원자력 미래기술 평가를 통해 중대 전환기의 우리나라 원자력 개발ㆍ이용 발전방향의 수립에 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 판단 된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권3호
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• pp.340-351
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• 1991

l/5.03 축소 원자로 모델을 이용하여 원자력 발전소 영광 3,4호기를 위한 유동시험을 수행하였다. 이 유동 시험의 목적은 ABB-CE사의 System 80과 영광 3,4호기 원자로 크기의 상대적인 차이로 인해 발생하는 원자로 용기내의 수력학적 영향을 평가하는 것이다. 유동 모델은 상사성 원리에 따라 설계하였다. 이 시험에서 얻은 결과는 노심 입구 유량 분포, 노심 출구 압력 분포, 원자로 입구 노즐에서부터 출구 노즐까지 유동로를 따른 부분 구간 및 전체 압력 손실이다. 이 데이터들은 노심의 열적 여유도 분석에 필요한 입력 자료 제공과 해석적 수력설계 방법의 검증에 이용하게 된다.