• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
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• 2009.10a
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• pp.133-134
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• 2009

• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
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• 2007.06a
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• pp.117-118
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• 2007

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2020.06a
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• pp.387-387
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• 2020

본 연구에서는 LIP에 의한 극한강우로부터 발생되는 극한홍수량을 산정한다. Huff 형 강우시간 분포를 기후변화 시나리오별로 적용하고, 원전주변지역에서의 상세한 토지이용조건의 변화를 고려하여 빈도별 홍수량을 산정한다. 외부침수해석의 정교화를 위한 상세 지형자료를 구축하고, 원자력발전소 부지의 상세 DEM 자료를 생성한다. 이를 위해서 원자력발전소 부지에서 건물, 연석, 도로 등의 영향을 분석하고 토지이용상황에 따른 조도계수를 산정한다. 또한 원전지역에서의 외부침수재해도 분석을 위해서 국립해양조사원에서 검토한 기후변화를 고려한 조위분석 자료를 외부경계조건으로 설정한 후 부지에 대한 2차원 수리분석을 실시한다. 침수심, 침수유속, 침수시간, 침수동압력 분석 등 2차원 침수해석결과를 바탕으로 발생빈도별 침수심, 침수강도 등의 정량적인 분석을 통해서 빈도별 재해도 곡선을 개발한다. 그리고 원전지역에서의 외부 침수에 대한 대표적인 재해도 곡선을 산정하기 위하여 재현기간별 지속시간에 따른 침수심을 분석하고 정리한다. 재현기간별 침수심에 대해 확률 분포형을 적용하기 위해서 AIC검증을 통한 분포형의 적합성을 분석을 실시한다. 또한 재현기간별 지속시간에 따른 침수심들 간의 상관관계를 분석하여 분포형에 적용한다. 적용된 분포형을 몬테칼로 시뮬레이션을 통한 대표적인 확률론적 외부 침수 재해도 곡선을 산정한다. 본 연구를 바탕으로 원전 부지 및 그 부속 시설물(SSC)의 홍수방지 기능과 홍수 대비 시설물에 대한 적용 절차의 신뢰성, 홍수 저감 및 대응 전략에 대한 정량화가 가능하여 원전 홍수 위험에 대한 정량적인 평가 지원이 가능하겠다. 고려할 외부 홍수와 관련된 원전 내부시설 및 장비에 대한 상세한 모델링 절차, 특정 시나리오에 대한 홍수 방지 및 예방과 관련한 SSC의 정량화, 홍수저감 활동과 관련된 통제실 외부 시설물에 대한 수동 조작에 대한 평가가 이루어질 수 있겠다.

• Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea
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• v.10 no.1 s.47
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• pp.63-74
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• 2006

The seismic fragility analysis method has been used as a quantitative seismic safety evaluation method for the NPP(Nuclear Power Plant) structures and equipments. The seismic fragility analysis gives a realistic seismic capacity excluding the convertism included in the design stage. The conservatism is considered as the probabilistic parameters related to the response and capacity in the seismic fragility analysis. In this study, the displacement based seismic fragility analysis method was proposed based on the nonlinear dynamic analysis results. In this study, the seismic safety of the prestressed concrete containment building of KSNP(Korean Standard Nuclear Power Plant) was evaluated for the scenario earthquakes, neat-fault, far-fault, design earthquake and probability based scenario earthquake, which can be occurred in the NPP sites.

• Proceedings of the Korean Reliability Society Conference
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• 2000.11a
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• pp.257-267
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• 2000

Mostly, the economic analyses for replacement of major components of nuclear power Plants(NPPs) have been performed in deterministic ways. However, the analysis results are more or less affected by the uncertainties associated with input variables. Therefore, it is desirable to use a probabilistic economic analysis method to properly consider uncertainty of real problem. In this paper, the probabilistic economic analysis method and decision analysis technique are briefly described. The probabilistic economy analysis method using decision analysis will provide efficient and accurate way of economic analysis for the repair and/or replace mai or components of NPPs.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.1999-2000
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• 2011

본 연구의 목적은 발전소의 정상적인 출력운전을 위해 필요한 주요 계통의 기능에 영향을 미쳐 발전소 불시정지를 유발할 수 있는 핵심 기기, 즉, 발전정지유발기기의 설치 개소를 체계적인 방법을 통하여 정밀 분석하고, 해당 기기의 고장모드와 그 영향을 검토하여 이를 방지하기 위한 대책을 수립하도록 하는 것이다. 발전정지유발기기의 평가는 발전소 종사자로 하여금 가동 중 발전소에서 발생 가능한 발전정지 영향기기와 그들의 상호관계를 이해하고, 정량적 평가를 통해 해당기기들의 발전소 발전정지 영향을 시각적으로 확인하여 불시 발전정지를 예방할 수 있는 대응 논리를 인지할 수 있도록 하는데 그 목적이 있다. 원자로냉각재계통에 대한 발전정지유발기기(SPV, Single Point Vulnerability)를 분석하기 위해 고장모드영향분석(FMEA, Failure Mode Effect Analysis)을 수행하고 상세 고장수목을 개발하여 통합단위의 계통 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로냉각재계통의 발전정지유발기기는 원자로냉각재 펌프와 가압기 주살수 밸브의 제어회로에 집중되어 있는 것으로 나타났다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.7 no.4
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• pp.38-43
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• 2011

For the efficient and safe operation of nuclear power plant, evaluating quantitatively aging phenomenon of major components is necessary. Especially, typical aging parameters such as stresses and cumulative usage factors should be determined accurately to manage the lifetime of the plant facility. The 3-D finite element(FE) model is generated to calculate the aging parameters. Mechanical and thermal transfer functions called Green's functions are developed for the FE model with standard step input. The stress results estimated from transfer functions are verified by comparing with 3-D FE analyses results. Lastly, we suggest an effective fatigue evaluation methodology by using the transfer functions. The usefulness of the proposed fatigue evaluation methodology can be maximized by combining it with an on-line monitoring system.

• 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 the Earthquake Engineering Society of Korea
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• v.11 no.3 s.55
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• pp.33-42
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• 2007

In this study, for research on an improvement of the seismic safety of an EDG system, a small scale EDG system was manufactured. For the isolation system, the Coil Spring-Viscous Damper systems were selected. For the shaking table test, 3 kinds of seismic motions were selected which had different frequency contents. In this study, the isolation effects were different and they depended on the input seismic motion. In the case of an NRC earthquake which had low fiequency contents, the isolation effects of the horizontal direction were 20%. But for the seismic motions which had high fiequency contents, the isolation effects were $50{\sim}70%$. In the case of the vertical direction, poor isolation effects were observed. It was because the design properties and the real properties of the isolation system were a little different.

• Review of KIISC
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• v.26 no.1
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• pp.54-60
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• 2016

기업들의 생산 공정이 세분화되면서 하나의 디지털 기기는 여러 단계의 공급망을 통해 원자력 발전소 외부에서 제작된 후 공급된 기기들과 소프트웨어의 조합으로 최종 완성품이 제작된다. 이러한 공정 과정을 거치는 다양한 나라, 회사에서 제작된 수많은 부품들과 소프트웨어의 조합은 어느 하나의 단계에서 발생한 의도되거나 의도되지 않은 결함 또는 사이버 위험을 포함한 최종제품이 될 가능성을 가지고 있으며 실제로 공급망을 위협하는 사례가 발생하기도 하였다. 이러한 결과로 공급망을 통한 사이버공격의 보안 위험 사례를 관리하는 것이 디지털화가 급격하게 진행되고 있는 원자력발전소와 같은 주요기반시설의 안전과 보안을 유지하는데 고려해야하는 중요한 요소가 되고 있다. 본 논문에서는 공급망을 통한 사이버보안 위험 사례와, 원자력발전소 디지털 자산 공급망 위험관리를 위한 해외 사례를 살펴보고자 한다.