• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.707-712
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• 1998

이종 코드에 의한 CE형 발전소의 대형 냉각재 상실 사고 해석이 수행되었다. 이 연구는 상대적으로 최근에 개발된 웨스팅하우스 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 영광 3&4호기의 대형 냉각재 상실 사고를 계산해 봄으로써 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 개선 방향을 고찰하는 것을 목적으로 하였다. 계산은 가장 제한적인 대형 냉각재 상실 사고의 Blowdown 및 Refill 기간 동안 수행하였다. 이 기간 동안의 RCS내 열수력적 거동 및 연료봉 온도 변화는 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 계산한 경우와 크게 다르지 않음을 확인하였다. 따라서 향후 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 성능 개설은 Reflood 해석용 코드의 개선 및 개발을 중심으로 이루어져야 한다는 결론을 얻었다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers
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• v.19 no.1
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• pp.111-121
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• 1995

A fuzzy control algorithm of bell-type membership functions and 9 rules is constructed for narrow range level control of steam generators in nuclear power plants. It is implemented at a field digital distributed controller, a Westinghouse-made controller called Westinghouse Distributed Processing Family(WDPF). Performance for level control of the developed fuzzy controller is compared with that of conventional controller, both at the field controller. For these comparisons, both the fuzzy control algorithm and the conventional PI control algorithm were carefully tuned. Also the sampling time for optimal performance was investigated. The results show that the fuzzy control algorithm is not only better in performance than the conventional algorithm but also much easier to be tuned by operators in the field.

• Nuclear industry
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• v.37 no.8
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• pp.34-37
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• 2017

올 가을 안에 미 뉴욕에 있는 미국 연방파산법원의 판사 한 명은 연초에 재무상의 위기를 벗어나는 데 실패한 유수한 역사의 원전기업 웨스팅하우스의 운명을 결정짓게 될 것이다. 그 결정은 한 기업의 파산 이상으로 매우 중요한 의미를 가지는데, 그것은 서방 세계가 우리에게 위협이 되는 핵의 확산과 기후 변화라는 두 가지 문제를 해결하는데 주도적인 역할을 할 것인지, 아니면 세계 원전시장의 주도권을 러시아에 넘겨줄 것인지를 의미하는 것이다. 한국의 KEPCO는 UAE 등 해외의 공사를 포함, 원전을 예산과 공기에 맞춰 건설하는 것으로 명성을 얻었다. 그러나 최근에 새로 선출된 한국의 대통령은 지난 2011년 발생한 후쿠시마 원전 사고로 생긴 국민들의 두려움에 대한 대응책으로 탈원전 정책을 추구하고 있다. 만약 이 정책이 성공하게 된다면 자국 내의 원전 건설 기자재 공급 체제가 없어지게 되고, 그에 못지않게 중요한 외국의 신뢰마저 잃게 됨으로써 한국은 세계 원전시장의 경쟁 구도에서 퇴출될 것이다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2003.07d
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• pp.2094-2096
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• 2003

본 논문에서는 원자력 발전소 제어봉구동장치의 전력변환부에서 발생하는 고장들을 검출하기 위한 새로운 방법을 소개한다. 전력변환부 고장은 제어봉구동장치 동작에 악영향을 미치게 되고 이는 제어봉 오동작으로 이어져 원자로 출력 제어에 차질을 준다. 이러한 이유로 해당 고장의 신속 정확한 검출이 요구된다. 이를 위하여 디지털 시스템 설계용으로 새로운 고장 검출 방법을 도출하고, 기존 웨스팅하우스 모델의 아날로그 맥동 검출기의 약점을 개선하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.411-416
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• 1996

최근 웨스팅하우스사가 SECY-83-472에 근거하여 개발한 최적평가방법론인 WCOBRA/TRAC UPI EM을 이용하여 Appendix K, Superbounded, Nominal 계산을 고리 1호기에 대하여 수행하였다. 15%증기발생기 관막음율, 출력 첨두 계수 2.35, 최대 선형 열출력 15.588kw/ft을 사용하여 계산한 결과 Appendix K 최대 피복재 온도는 1941℉로서 KAERI/Siemens가 RTSR 작성시 수행한 해석에 비하여 운전여유도가 증가한 것으로 나타났으며, 그 결과가 SECY 방법론에 합당함을 확인하였다.

• 전기의세계
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• v.32 no.11
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• pp.677-683
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• 1983

O&R사(Orange and Rockland Utilities, Inc.)는 뉴욕주의 Pearl River에 위치한 발전설비용량 1010MW의 전력회사로서 뉴욕주동남부와 뉴저지주북부 그리고 펜실바니아주 동북부의 약1,350평방마일의 지역에 전기와 천연가스(Natural Gas)를 공급하는 회사이다. 1980년 최대전력수요는 여름철이 736MW, 겨울철이 570MW이었고, 연간판매전력량은 3655백만kwh였다. 에너지관리시스템(EMS)으로는 SEL 32/75 컴퓨터를 사용한 웨스팅하우스사의 Dual Image 32 System이 설치되어 있는데 이 시스템의 특징과 설비구성에 관해 소개하고자 한다.

• Proceedings of the KIPE Conference
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• 2000.07a
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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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.18 no.1
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• pp.38-47
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• 1986

A statistical procedure, which uses response surface method and Monte Carlo simulation technique, is proposed for analyzing the thermal margin of light water reactor core. The statistical thermal margin analysis method performs the best.estimate thermal margin evaluation by the probabilistic treatment of uncertainties of input parameters. This methodology is applied to KNU-1 core thermal margin analysis under the steady state nominal operating condition. Also discussed are the comparisons with conventional deterministic method and Improved Thermal Design Procedure of Westinghouse. It is deduced from this study that the response surface method is useful for performing the statistical thermal margin analysis and that thermal margin improvement is assured through this procedure.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.270-275
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• 1996

국내 WH 형 발전소의 노심 DNB 분석에 사용되고 있는 THINC-W 코드에 대한 이해와 분석체제에 대한 개선의 일환으로 고리 2호기를 대상으로 하여 노심 분석모형에 대한 민감도 조사 및 이에 따른 설계 한계 DNBR의 변화를 각 열설계 방법론에 대하여 평가하였다. 적용된 열설계 방법론은 웨스팅하우스사의 STDP, ITDP. RTDP, 그리고 Mini-RTDP 등이며, 노심분석 모형은 경계면에서의 대칭을 가정하고 있는 기존모델(Old Model)과 개선된 모델(Improved Model)을 비교분석 하였다. 평가결과 두 분석모형은 부수로내 질량유속 거동과 통계적 열설계 방법론의 설계한계 DNBR에서 유사한 결과를 보여주었으며, 고출력 영역에서는 개선된 분석모형의 적용이 보다 타당한 것으로 평가되었다. 따라서 운전영역 전반에 걸친 제한적 조건에 대한 민감도 분석을 수행할 경우, 원자로 출력증강이나 첨두치의 증가, 운전전략의 변경등으로 발생할 수 있는 여러가지 불리한 조건에 대하여 열적 여유도를 확보할 수 있을 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.114-118
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• 1997

현재 PWR에서는 반응도 변화를 보상하기 위해서 강한 중성자 흡수체인 수용성 붕소가 사용되고 있고 수용성 붕소내의 $B^{10}$은 연소하게 된다. 최근 대부분의 발전소가 장주기 운전전략을 채택하고 있고 발전소 이용률이 증가하고 있어 $B^{10}$ 연소의 중요성이 부각되고 있다. 본 연구에서는 국내의 웨스팅하우스형 3-Loop 발전소에 대해 $B^{10}$의 연소거동을 모사하는 프로그램을 개발하여 $B^{10}$ Percent를 연소도의 함수로 계산하였고 실제로 냉각재내의 $B^{10}$ Percent를 측정하여 검증하였다. 또한 $B^{10}$ Percent 변화에 따른 Boron Letdown Curve를 보정하여 측정값과 비교, 검증하였다. 검증결과 $B^{10}$ 예측 프로그램의 예상값과 측정값이 비교적 잘 일치하는 것으로 나타났다. 따라서 발전소에서 나타나고 있는 임계붕산농도의 설계값과 측정값 간의 일반적인 차이에 대한 원인이 규명되었고, $B^{10}$ 연소에 의한 상대적인 흡수체의 감소는 정지여유붕소량 계산시 고려되어야할 필요성이 있는 것으로 나타났다.