• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 추계학술대회
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• pp.1198-1205
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• 2003

Most domestic fossil power plant have exceeded 100,000 hours of operation with the severe operating condition. Among the critical components of fossil power plant, high temperature steam pipe system have had a many problems and damage from unstable displacement behavior because of frequent start up and shut down. In order to prevent the serious damage and failure of the critical pipe system in fossil power plant, 3-dimensional displacement measurement system were developed for the on-line monitoring system. 3-D Measurement system was developed with using the LVDT type sensor and rotary encoder type sensor, this system was installed and operated on the real power plant successfully. In the future time, network system of on-line diagnosis for critical pipe will be designed.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2011년도 제40회 동계학술대회 초록집
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• pp.247-247
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• 2011

차단기의 주 임무는 사고전류를 차단하는 것이다. 진공 인터럽터는 진공차단기의 차단부로서 진공차단기의 핵심부이다. 사고전류 발생시 전극이 분리되면서 아크가 발생한다. VI의 아크소호 방식에는 크게 축자계 방식과 횡자계 방식이 있는데 본 논문은 횡자계 방식에 관한 것이다. 교류전류에서는 전류가 일시적으로 공급되지 않는 전류영전에서 아크소호가 가능하다. 전류영점에서 아크가 소호된 직후 극간저항은 거의 0에서부터 무한대까지 급격하게 변화하는데 이때 이 저항의 증가에 비례하여 과도회복전압이 발생한다. 하지만 잔류플라즈마의 소멸에는 일정시간이 소요되며 아크가 소호된 이후에도 종종 극간에 금속증기가 존재하게 된다. 잔류플라즈마는 전기전도도를 가지므로 극간에 과도회복전압이 걸리면 전류영점 직후에 아크를 통해 흘러 결국 아크의 재점호를 야기시키는 post arc current를 발생시킬 수 있다. 따라서 전류영점의 충분한 시간 이전에 아크를 확산아크로 전환시켜 극간에 존재하는 잔류 플라즈마 량을 최소화시켜야 한다. VI 내부의 아크거동에 미치는 인자에는 접점재료와 VI 용기내부의 진공도 이외에도 전극의 직경, 쉴드, 전극의 개극속도, 최종 극간거리 등이 있다. 본 연구에서는 나선형 VI 접점을 대상으로 두 접점 사이의 비틀림 각도에 따른 아크제어성능을 비교분석하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.789-794
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• 1998

중대사고 해석 전산 코드 국산화의 필요성이 대두되고 있는 이때 우리가 개발해야 할 코드의 요건을 다음 여섯 가지로 정리하였다: 1) 종합적인 해석 코드. 2) 1차계통과 격납건물 모사 능력의 유연성, 3) 자세한 발전소 거동 모사, 4) 사용자 편의성, 5) 개선 및 새로운 모델 접목의 용이성. 그리소 6) 최신 모델 포함. 이런 관점에서 기존의 중대사고 해석코드를 분석한 결과 코드 개발의 기준 코드로 MELCOR를 선정하였다. MELCOR는 계통 모사의 유연성 때문에 상용 발전소 뿐만 아니라 앞으로 개발 계획 중인 차세대나 중소형 원자로까지도 확장이 가능하며, 상세한 열수력 기본 지배 방정식을 활용하고. 모델 분석 및 개선에 필요한 코드에의 자유로운 접근이 허용되며, 지속적인 코드 개선이 이루어져 최신 모델을 보유하고 있다. 이미 MELCOR는 상당한 수준의 결과를 예측하고 있기만. 노심 손상 모델을 개선하고 격납건물 안에서의 주요 현상 모사 모델을 추가하며. 또한 국내에서 이루어지고 있는 SONATA 실험이나 증기 폭발 실험 결과들을 MELCOR에 반영하는 것이 가급적 짧은 시간에 기술 자립을 이를 수 있는 방법으로 판단된다.

• 전기의세계
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• 제38권3호
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• pp.12-18
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• 1989

원자력 발전소 제어계통은 계속 최신 기술의 실증으로 인하여 상당히 많은 부분이 개선될 것으로 판단되고 있다. 현재 개선이 추진되고 있는 것들은 계측제어 분야의 첨단기술인 광통신이라든가, Multi-processor 기능을 갖고 있는 컴퓨터를 사용하여 Real-time Monitoring을 하거나 보수요원의 정기적인 점검에서 발생되는 실수를 막기위한 디지탈 자동 시험장치(Automatic Test With Digital System)등이 주로 대상이다. 이러한 개선 외에도 원자력 발전소의 부하추종 능력의 개선을 위해 원자로 계측 및 제어봉 제어장치의 개선과 최적제어라든가 적응제어 이론을 이용한 제어기설계 연구가 함께 이루어져야 한다고 사료된다. 증기발생기 수위제어에는 이미 최적제어나 적응제어 이론을 응용한 제어계통의 개선 사례도 있는 실정이다. 또한 원자력 발전소의 보수 유지 및 안전 운전을 위해서 원전로보트의 이용 연구가 필요하며 특히 운전원의 실수를 최소한으로 줄이기 위해 인공지능 기술을 도입한 발전로 제어계통의 구성 연구도 매우 바람직하다고 생각된다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2005년도 추계학술대회 논문집 전기기기 및 에너지변환시스템부문
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• pp.13-16
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• 2005

원자력발전소의 안전과 관련된 기기는 원전의 정상상태 운전조건뿐만 아니라 원전의 설계기준사고 조건에서도 기기의 안전관련 기능을 충분하게 수행할 수 있음이 입증되어야만 한다. 아울러 기기의 설치 환경은 원전의 설계기준사고조건(DBE))으로서 지진만이 고려되는 온화한 환경(mild zone)과 냉각재상실사고(LOCA) 주증기관파단사고(MSLB) 등과 같이 고온, 고압 등의 환경요건이 급격히 변화하는 가혹한 환경(harsh zone)으로 구별되므로 안전관련 기기의 검증 또한 이러한 환경요건에 따라 수행되어져야 한다. 본 연구에서는 당사가 개발한 가혹환경용 안전관련 고압전동기의 개발사례를 중심으로 가혹환경요건에 대한 기기의 검증절차와 방법을 제시하였다.

• 기계저널
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• 제17권1호
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• pp.23-27
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• 1977

태양열을 냉방에 이용하기 위한 시스템은 집열기,열교환기,냉동기 등으로 구성된다. 집열기는 난 방시와 마찬가지로 볼 때 냉난방을 병용하는 집열기를 사용하면 유리하다. 열교환기는 집열기에 서 수집한 열을 냉방기에 전달시키는 기능을 가지는데 용도에 따라 이것을 사용하지 않는 경우도 있다. 냉동기로는 보통 흡수식 냉동기를 사요하나 그외 개방식, 분사식 등의 냉동기도 사용된다. 그러나 분방식 냉동기는 취급은 용이하나 흡수제의 재생조건이 까다로워 높은 습기를 갖는 경우 재생온도가 역시 높아져야 하므로 우리나라의 경우에는 여름철의 습도가 높기 때문에 재생온도가 높아져야 하므로 태양열 냉방에는 부적당하다. 또 분사식 냉동기의 경우 성적계수(Coefficient of Performance) 가 다른 냉동기에 비해 낮고 증기압력이 낮으면 이것이 극히 낮아지기 때문에 태양 열 냉방에 많이 사용하지 않는다. 그래서 태양열 냉방에 있어서 냉동기는 거의 흡수식을 사용하 고 있으며, 여기에서도 주로 흡수식 냉동기를 사용한 냉방에 대하여 논하고져 한다.

• 한국정보과학회:학술대회논문집
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• 한국정보과학회 2004년도 봄 학술발표논문집 Vol.31 No.1 (B)
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• pp.55-57
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• 2004

이동 컴퓨팅(Mo띠le Computing) 환경에서 빈번한 접속 단절은 클라이언트의 캐시 일관성(Consistency) 문제로 직결된다. 본 논문에서는 이를 해결하기 일한 무효화 보고(Invalidation Report. In)중 하나를 제시한다. 기존의 IR방식은 대량의 데이터와 빈번한 데이터의 갱신(Update)시 IR 길이의 증기폭이 상당히 크다. 이는 타임스탬프가 IR에서 차지하는 비중이 큼으로써 오는 현상이다. 또한 기존방식은 캐시 레벨의 선택적 청취(Selective tuning)를 지원하지 못하는 문제점을 가지오 있다. 이러한 점을 극복하고자 B＋Tree를 기반으로 시간 값을 구성하고 이에 따른 데이터 아이디를 재구성하는 IR방식을 제안한다. 이를 활용하면 각 클라이언트가 자신의 단절(Disconnect)된 시간에 맞는 갱신 정보를 확인할 수 있게 된다. 이러한 방법은 기존 IR의 단점을 보완하며 선택적 청취론 유도할 수 있는 효과적인 방법이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.737-742
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• 1996

우리나라는 미래의 노형전략 차원에서 한국형액체금속로인 KALIMER의 개발을 추진 중에 있어 이에 대한 자본비를 추정하였다. 자본비의 비용구성 항목은 EEDB 분류기준을 참고하였으며, 특히 원자로 및 핵증기 공급계통, T/G 건물, 원자로 설비, 열수송장치 둥과 같은 주요 비용에 대해서는 KALIMER의 설계치를 반영하여 평가하였다. KALIMER는 Block 당 333MWe로 구성되며, 3개의 Blocks으로 구성되는 1000MWe를 전용량 규모로 고려하고 있다. 그리하여 여기에서는 FC1B(First Commercial Plant with 1 Block), FC3B(First Commercial Plant with 3 Blocks), NOAK1B(Nth-Of-A-Kind Plant with 1 Block), NOAK3B (Nth-Of-A-Kind Plant with 3 Blocks) 등과 같은 4개의 대안을 설정하였다. 분석결과에 의하면 NOAK3B 대안의 평준화자본비는 30.46 mills/kWh로 학습효과와 규모의 경제효과 등에 의해 FC1B, FC3B, NOAK1B 대안에 비해 각각 42%, 11%, 23% 정도 더 경제적인 것으로 분석되었다. 또한 이들 대안의 평준화자본비는 기존의 1144MWe, 587MWe급의 PWR에 비해서 11%, 39% 정도 저렴하여 경쟁력을 가지고 있는 것으로 평가되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.469-474
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• 1996

Alloy 690은 응력부식 균열에 대한 저항성이 요구되는 원자력 발전소 증기발생기 전열관 재료에 사용되고 있다$^{(1)}$ . 응력부식 균열에 대한 저항성은 주로 결정입계에 존재하는 크롬탄화물의 기여에 의한 것이 대부분이다. 크롬탄화 석출물의 핵생성을 알아보기 위해서 110$0^{\circ}C$에서 용체화처리를 0, 1, 3, 10분 동안 하여 관찰하였다. 용체화처리한 모든 시편에서 결정입계에 존재하는 석출물의 분포는 쌍정과 교차하면서 갑자기 변화하는 것을 관찰 할 수 있다. 이처럼 석출물이 존재하지 않는 결정입계들은 대부분 낮은 ∑ 값의 CLS으로부터 약간 벗어난 입계가 될 것이다. 결정입계에 존재하는 석출물은 기지와 Cube-Cube orientation relationship을 갖는다. 그리고 단지 하나의 결정입과 반정합을 이룬다. 기지와 반정합을 이루는 석출물은 M$_{23}$ C$_{6}$형태의 크롬 탄화물이고 격자상수는 기지의 격자상수보다 3배 크다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권2호
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• pp.10-17
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• 2020

Securing the integrity of steam generator tubes is an essential requirement for safe operation of nuclear power plants. Therefore, tubes that do not satisfy integrity requirements are no longer usable and must be repaired according to the related requirements. In general, the repair criterion is that the damage depth is more than 40% of the tube wall thickness. However, the plugging limit can be changed and be applied, provided a technical proof is given that integrity can be secured against specific degradation at a specific plants and that approval can be obtained from a regulatory agency. A typical example is alternative repair criteria for defects within the tube sheet or tube support plates. In this paper, a background of establishing the plugging limit for steam generator tubes and changes in maintenance criteria are reviewed as examples.