• The Journal of the Korea institute of electronic communication sciences
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• v.9 no.6
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• pp.681-687
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• 2014

Nuclear industries have faced unfavorable circumstances such as an obsolescence of the instrumentation and control system, and therefore nuclear society is striving to resolve this issue fundamentally. IEC and IAEA judge that FPGA technology is a good replacement for Programmable Logic Controller (PLC) of Nuclear Instrumentation and Control System. FPGAs are currently highlighted as an alternative means for obsolete control systems. Because the main function inside an FPGA is initially developed as software, good software quality can impact the reliability of an FPGA-based controller. Therefore, it is necessary to establish a software development aspect strategy that enhances the reliability of an FPGA-based controller. In terms of software development, HDL-Programmed Device (HPD) Development Life Cycle is applied into FPGA-based Controller. The burn-in test and environmental(temperature) test should be performed in order to apply into nuclear instrumentation and control system. Therefore it is ensured that the developed FPGA-based controller are normally operated for 352 hours and 92 hours in test chamber of Korea Institute of Machinery and Materials (KIMM).

• Proceedings of the Korean Institute of Building Construction Conference
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• 2017.11a
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• pp.183-184
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• 2017

Some of the information created during the design phase of an New NPP life cycle is useful only for the execution of the construction phase; however, much of the information greatly impacts the longer-term operational phase. To most make use of design and construction information produced by data based design system during the construction and operation phase, This research is identified controlled data and drawn design information of controlled equipment from documents generated during the life-cycle stages. This study aimed to analyze related documents to assure traceability of controlled equipment from design phase through O&M and then suggested DB(Data Base) based control method on technical information of major equipment throughout nuclear power plant lifecycle.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.259-264
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• 1997

본 논문에서는 Westinghouse(WH)사에서 공급한 고리 3, 4호기의 증기발생기 모델에 강인제어 기법의 하나인 QFT(Quantitative Feedback Theory)를 적용하여 플랜트에 존재하는 불확실성이나 외란에 대해 강인성을 보장하는 제어기를 설계하였다. 증기발생기의 주파수응답 한계조건은 MATLAB QFT Toolbox를 이용하였으며, loop shaping에 의한 전달함수 식별을 위해서 근사화 기법을 적용하였다. 그리고 5∼20[%]의 저출력구간에서 모의실험을 하여 본 논문의 유용성을 보였다.

• Nuclear industry
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• v.6 no.11 s.45
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• pp.113-121
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• 1986

일본에서의 최근의 원자력안전성에 관한 논점에 대해서 일본 원자력의 기본정책, 원자력발전소의 인가절차 및 TMI-2 사고이후 일본에서 논의되어온 중요한 안전상의 문제점을 포함해서 개술소개코자 한다. 안전하고, 신뢰할 수 있는 원자력발전소 운전을 위해서는 높은 기술수준으로 플랜트를 설계$\cdot$제작$\cdot$건설하여야 되며, 주의깊게 운전하여야 된다. 또한 이상사태의 파급에 의한 영향을 체감시킴으로서 이상사태 발생방지에 최대한의 노력을 해야 할 것이다. 원자력안전연구를 열류체변동에 초점을 맞추었을 경우 1963년 이후 국가프로젝트로 진행된 것중 몇가지는 국제협력으로 되어 있는데 Source term, 중대사고, 안전목표 및 입지평가와 서로 관련시켜서 생각해야 할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.28 no.2
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• pp.206-215
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• 1996

원자로냉각재계통 기기 설계를 위한 구조해석 분야는 크게 세가지로 구분할 수 있는데, 첫번째는 원자로 냉각재계통내의 유체의 온도, 압력, 원자로냉각재계통 기기 및 유체의 자중 등을 고려하여 정적해석이 주가되는 정상운전해석, 두번째는 원자력 발전소 수명내에 부지에 발생 가능한 지진을 고려하는 내진설계를 위한 지진해석, 세번째는 원자력발전소를 다른 플랜트보다 한층 안전하게 설계할 수 있도록 원자력 발전소내의 모든 고에너지배관의 파단을 가상하는 가상배관파단해석으로 구분할 수 있다. 1986년 이전까지의 가압경수로발전소의 가상배관파단은 원자로냉각재주배관의 파단을 가상하여 동적구조해석을 수행하므로써, 극히 보수적인 결과를 얻었다. 그러나, 파괴역학의 발전은 파단전누설기법을 정립하였으며, 이에 따라 1987년 미국의 10 CFR Part 50 Appendix A GDC 4에서는 원자력발전소 내의 모든 고에너지배관에 파단전누설기법 적용을 허용하므로써, 이들 배관의 가상배관파단을 배제할 수 있도록 하였다. 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 참조발전소인 영광원자력 3, 4호기는 개정된 GDC 4를 적용한 최초의 가압경수로발전소로서, 원자로냉각재주배관과 12인치 이상의 일차측 분기관들의 가상배관파단을 배제하였다. 본 보고서에서는 영광원자력 3, 4호기의 참조발전소인 미국 Palo Verde발전소와 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 가상배관파단에 의한 원자로냉각재계통의 동적구조해석 결과를 서로 비교, 분석하므로써 개정된 GDC 4의 영향을 평가함은 물론 향후 분기관 가상배관파단해석의 방향을 모색하는데 있다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2005.07d
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• pp.2637-2639
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• 2005

본 논문에서는 원자로 제어봉제어계통에서의 제어 소프트웨어의 신뢰성평가 내용을 기술한다. 안전필수 플랜트의 하나인 원전에 사용되는 제어기기는 높은 수준의 신뢰성을 요구하고 있는데 지금까지 하드웨어에 대한 신뢰성은 객관적인 평가 방법이 제시되어 활용되고 있으나 소프트웨어의 타당한 신뢰성 평가는 여전히 난제로 남아 있다. 본 논문에서는 기존의 평가 모델의 하나를 적용하여 원자로 제어봉제어계통의 전력함 소프트웨어를 평가해본다. 그러나 평가방법에서 예측되는 바와 같이 평가결과의 불확실 정도의 크기로 비추어 볼 때 실제 안전필수 산업분야에서의 실적용을 판단하기 위한 객관적인 신뢰성 척도로 사용되기는 여전히 어렵다고 판단된다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2002.07d
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• pp.2791-2793
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• 2002

전력연구원에서는 발전소와 같이 국민경제에 지대한 영향을 미치는 대형 복합 플랜트에 대한 운영자교육을 효과적 할 수 있는 훈련 시스템을 개발하려는 노력을 1998년부터 계속해 오고 있다. 그 과정으로 하동 화력발전소에 발전소 운전원 훈련용 시뮬레이터의 보조 설비로서 가상현실시스템을 가장 먼저 적용하였으며, 또한 고리 원자력발전소에도 가상현실을 이용한 교육훈련 시스템을 개발하여 설치하였다. 본 논문에서는 이러한 축적된 기술을 바탕으로 울진 표준형 원전 시뮬레이터의 운전원 훈련용으로 개발한, 가상현실을 이용한 컴퓨터 지원 교육훈련 시스템을 소개하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Institute of Building Construction Conference
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• 2014.11a
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• pp.205-206
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• 2014

It is very important to reduce the construction duration of the Reactor Containment Building (RCB) when considering the more than 50 months on average from concrete placement to completion. The purpose of this study attempts to evaluate the single-stage workability of the system given a change in the height of the setting of RCB exterior wall formwork to be used in nuclear power plant construction. As a result of this study, it is possible height of 3.5m~4m uses formwork when analyzing the construction period and material costs an increase in formwork by concrete lateral pressure, to ensure the workability of the RCB exterior wall formwork. Through this study, I want to provide as basic data for the improvement of workability and RCB shortening the construction period.

• Korean Chemical Engineering Research
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• v.50 no.4
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• pp.595-603
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• 2012

International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) will be constructed in 2019 according to the JIA (Joint Implementation Agreement) of 7 countries. The ITER fusion fuel cycle consists of fusion vacuum vessel, tritium plant and fuelling system. The tritium plant provides the functions of storage, delivery, separation, removal and recovery of the deuterium and tritium used as fusion fuels for the ITER. The tritium plant systems supply deuterium and tritium from external sources and treat all tritiated fluids from ITER operation through Storage and Delivery System (SDS), Tokamak Exhaust Processing (TEP), Isotope Separation System (ISS), Water Detritiation System & Atmosphere Detritiation System (WDS & ADS) and Analysis System (ANS). In this paper, the functions and design requirements of the major systems in the tritium plant and the status of R&D are described. Korean party is developing the SDS for ITER tritium plant and partially attaining the WDS technology through the construction and operation experience of the Wolsong Tritium Removal Facility (WTRF). Now it is expected that researchers in other fields such as chemical engineering take part in the development of upcoming technologies for ISS and TEP.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.39 no.5
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• pp.453-460
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• 2015

Since the Fukushima nuclear accident, several researchers are extensively studying the effect of torsion on the piping systems In nuclear power plants. Piping installations in power plants with a circumferential crack can be operated under combined loading conditions such as bending and torsion. ASME Code provides flaw evaluations for fully plastic fractures using limit load criteria for the structural integrity of the cracked pipes. According to the recent version of Code, combined loadings are provided only for the membrane and bending. Even though actual operating conditions have torsion loading, the methodology for evaluating torsion load is not established. This paper provides the results of limit load analyses by using finite element models for circumferentially cracked pipes under pure bending, pure torsion, and combined bending and torsion with tension. Theoretical limit load solutions based on net-section fully plastic criteria are suggested and verified with the results of finite element analyses.