• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.138.2-138.2
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.351.2-351
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• 1999

• Computational Structural Engineering
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• v.36 no.2
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• pp.14-18
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• 2023

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.14 no.1
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• pp.39-47
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• 1994

원자력발전소의 상온수압시험에는 여러가지 목적이 있으며 그 중에서 가장 중요한 것 중 하나는 원전 주요 기기로부터의 누설여부를 알아내는 것이다. 동 시험에서 누설 여부를 알아내기 위해 현재 국내에서는 미국 규격에 따라 육안검사를 수행하고 있으나 프랑스의 경우, 음향방출 누설시험과 육안검사를 수행토록 하고 있다. 저자는 1992년과 1993년 중국 광동 원전 1, 2호기의 가동전검사에 참여하여 프랑스의 RSEM 규격에 따라 실시된 상온수압시험시의 음향방출 누설시험과 누설 육안검사에 대하여 기술 지원 업무를 수행하였다. 동시험에서는 시험 최고 압력인 228bar에서는 음향방출 누설 감시시험과 누설 육안검사를, 감압단계인 155bar 에서는 누설 육안검사를 수행하였다. 본고에서는 동 규격에 따라 최초로 수행된 중국 광동 원전 가동전검사 수압시험시의 음향방출에 의한 누설감시와 누설 육안검사에 대해 검사 기술, 검사 방법, 검사 절차, 그리고 검사 대상부위 등을 기술하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2008.10b
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• pp.540-541
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• 2008

원자력 발전소 격납구조(containment) 내에 설치되는 센서, 구동기(actuator) 및 설비는 원전의 안전운전과 함께 방사능 누출사고와 같은 중대사고(severe accident)를 예방하기 위한 것이다. 격납구조 내부는 Category I 등급으로 분류되며, 격납구조 내부에 설치되는 센서, 구동기, 기기 및 통신망은 IEEE Std. 323-1974에서 정의하는 극한환경(harsh environment) 요건에서 생존할 수 있는 내환경성이 요구된다. 이러한 엄격한 내환경성 요건으로 인해 일반 산업의 IT 기반 센서통신망이 원전 격납건물 내부에는 적용되지 않고 있다. 최근에 이르러 독일을 중심으로 신규로 건설 중이거나 계획 중인 원전에서는 일반 산업의 IT 기반 센서 통신망 적용이 검토되고 있다. 본 논문에서는 IT 기반의 첨단 센서 통신망 기술을 격납구조내부와 같은 극한 환경에 적용하기 위한 방안을 제시하고자 한다. 정상운전중의 원전 격납 건물 내부의 환경(온도, 감마선, 습도) 특성과 중대 사고를 가정한 DBA (설계 기준사고) 요건에서의 환경 특성을 조사하였다. 또한 설계기준사고에서 정의한 감마선 조사 환경에서 통신 시스템의 생존성을 실험하였다. 이를 토대로 격납구조내부의 원전 극한 환경 통신망의 개선방안을 제시하고자 한다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.9 no.1
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• pp.35-39
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• 2013

The Operating Experience Report(OER) has written about the event and accident happened at a Nuclear Power Plant(NPP). The purpose of publishing the OER is to prevent the similar event or accident repeatedly by spreading the experience of a single plant to other plants personnel. Before initiating the analysis mentioned in this paper, 2,298 review reports for the same number of OER published from 2007 to June 2012 have been written to achieve the correct and objective statistics. The analysis introduced in this paper is performed with the various factors such as year, plant type, equipment, type of work, root-cause. The root-cause analysis is showed that the equipment problem is the major factor in domestic NPPs, but on the other hand human-error is the main part of the foreign NPPs. Moreover, while the number of the man-made event is decreasing, the equipment-made event is rapidly increasing in domestic NPPs.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.10 no.1
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• pp.96-99
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• 2014

The aim of the study was to evaluate the water treatment of pressurized water reactor secondary side by the mixed amine of ammonia and ethanolamine, from the standpoint of corrosion control, as compared with all volatile treatment of ammonia. The pressurized water reactor systems have switched a secondary side pH control agent to minimize the corrosion in the moisture separator/reheater and feedwater heater systems and the transport of corrosion products into steam generator. As results of field test, pH was increased in the steam generator and the wet steam area of moisture separator/reheater and the concentration of Fe were decreased by more than 50% as compared with water treatment of ammonia.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.5 no.2
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• pp.35-39
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• 2009

In this study, Event Type Analysis System (ETAS) is developed for the accident evaluation in nuclear power plant. The ETAS system can be used in supporting regulator and/or operator under event situation in nuclear power plants. The ETAS system can categorize the all transient events to 3 categories such as Down-2000, Down-2173, and Slow Fluctuation. We develop the program structure for ETAS system and web-based ETAS system. The ETAS system will be used as sub module of Knowledge-Based Event Evaluation Network (K-EvENT) which is developing for the against the accident in nuclear power plants.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.5 no.2
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• pp.40-44
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• 2009

In this study, Event Corrective Action Supporting System (ECAS) is developed for the accident evaluation in nuclear power plant. The ECAS system can be used in supporting regulator and/or operator under event situation in nuclear power plants. The ECAS system consists of 5 modules including failure location module, failure analysis module, failure integrity evaluation module, system vulnerability evaluation module, and reporting and operating experience feedback module. The ECAS system will be used as sub module of Knowledge-Based Event Evaluation Network (K-EvENT) which is developing for the against the accident in nuclear power plants.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.491-498
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• 1996

울진 3,4호기의 발전소컴퓨터계통(PCS)은 한국형 표준 원전의 컴퓨터 시스템으로 향후 완벽한 시스템으로의 구성을 위해서는 설계 개념의 재검토와 보완이 필요하다. 그 과정의 일환으로 국내 기술진에 의해 이미 상당부분의 기술을 습득한 월성 2,3,4호기의 발전소 제어 컴퓨터계통(DCCS)과 개념적인 비교를 통하여 PCS에서의 설계개선 사항을 구조적으로 제시하고자 하였다. 분석결과 PCS는 실시간 처리가 취약하였고, 몇몇 화면의 구성이 운전원의 요구를 만족시키기 위해 개선되어야 하였다. 또한, DCCS와의 공통적인 취약점으로는 개발환경의 낙후, 데이타 처리능력의 저조, 주변기기와의 데이터 통신에 많은 시간이 소요되며 호환성 및 확장성이 대체로 취약하였다. 이에 대한 대응방안으로는 시스템의 전격적인 교체보다는 부하 분산을 통한 실시간 처리와 점진적인 주변기기의 교체가 바람직하며, 이러한 점진적인 시스템의 교체시 고려사항과 운전원에게 제공되는 화면의 재구성 방안을 제시하였다.