• Corrosion Science and Technology
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• 제18권1호
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• pp.33-38
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• 2019

Alloy 600/182 with excellent mechanical/chemical properties have been utilized for nuclear power plants. Although both alloys are known to have superior corrosion resistance, stress corrosion cracking failure has been an issue in primary water environment of nuclear power plants. Therefore, primary water stress corrosion crack (PWSCC) growth rate tests were conducted to investigate crack growth properties of Alloy 600/182. To investigate PWSCC growth rate, test facilities including water chemistry loop, autoclave, and loading system were constructed. In PWSCC crack growth rate tests, half compact-tension specimens were manufactured. These specimens were then placed inside of the autoclave connected to the loop to provide primary water environment. Tested conditions were set at temperature of $360^{\circ}C$ and pressure of 20MPa. Real time crack growth rates of specimens inside the autoclave were measured by Direct Current potential drop (DCPD) method. To confirm inter-granular (IG) crack as a characteristic of PWSCC, fracture surfaces of tested specimens were observed by SEM. Finally, crack growth rate was derived in a specific stress intensity factor (K) range and similarity with overseas database was identified.

• 한국전자통신학회논문지
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• 제7권2호
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• pp.279-285
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• 2012

전력, 수력, 원자력, 석유 등 국가에서 관리하는 중요핵심기반시설들은 대부분 SCADA(Supervisiory Control And Data Acquisition)시스템의 폐쇄망 형태로 운영되고 있다. 이러한 시스템들은 개방형 프로토콜 및 상용 운영체제 사용 등으로 인해 점차 IT에 대한 의존성이 증가되는 추세이다. 이러한 주요 시설들이 사이버 테러 및 해킹, 바이러스 등에 의해 원격 조작 및 통제되는 경우 심각한 위험에 빠질 수 있다. 본 논문에서는 주요기반시설 시스템에 대한 위협 및 취약성을 최소화하는 방법을 제시하고, 공격패턴이 알려지지 않은 Zero-Day Attack을 탐지하는 Virtual Honeynet의 시스템 구성과 공격 탐지 알고리즘, 탐지 사례 등에 대해 알아보고자 한다.

• 한국조명전기설비학회:학술대회논문집
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• 한국조명전기설비학회 2005년도 학술대회 논문집
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• pp.305-308
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• 2005

풍력 및 태양에너지는 기존의 화력, 수력, 원자력 발전 등을 대신할 친환경적이고 공해가 없으며 양적으로도 무한한 대체 에너지원이다. 계절적인 기상변화 특성을 이용하여 풍력 발전 시스템과 태양광발전 시스템을 상호 보완시킴으로써 안정적인 전력 공급과 에너지이용 효율의 향상을 꾀할 수 있는 풍력-태양광 복합발전 시스템에 대한 관심이 고조되고 있다. 본 연구에서는 이러한 복합 발전 시스템을 효율적이고 안정적으로 운용하기 위하여 시스템의 각종 데이터들을 수집, 분석하고 파일로 저장하며 이를 인터넷을 이용하여 원격에서도 모니터링 할 수 있는 시스템을 구축한다. 여러 가지 교류와 직류의 전압, 전류들을 비롯한 풍속, 조도, 온도 등의 물리량을 측정하기 위하여 여러 형태의 변환기를 사용하였고 신호 조절 회로를 구성하였다. 데이터 수집 보드(DAQ)를 이용하여 컴퓨터로 데이터들을 읽어 들였으며, 시스템 운용을 위한 서버 프로그램과 이를 원격지에서 실시간 모니터링 및 저장된 데이터들을 다운로드 할 수 있는 클라이언트 프로그램을 작성하였다. 측정된 데이터를 시간, 기상 등의 여러 조건과 연관하여 분석하였다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1994년도 추계학술발표회 초록집
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• pp.150-154
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• 1994

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP 언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 '최종정상상태'를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. CANDU-6 단계감발 운전시 동적 거동을 원자로 설계자료인 '예비 안전성 평가 보고서(PSAR)'와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국해양정보통신학회 2009년도 춘계학술대회
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• pp.849-853
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• 2009

발전기는 차량용에서부터 항공, 선박용등 이동 장치에서 사용될 뿐만 아니라, 화력, 수력, 원자력 발전소 등 기간 산업에서도 사용되고 있다. 이러한 교류 발전기는 차량이나 선박, 항공기 등에서 전기를 생산하는 아주 중요한 역할을 한다. 특히, 선박에서는 항해 중 발생할 수 있는 발전기 고장에 대비하여 비상용 발전 시스템을 장착하고 있다. 따라서 발전기 시스템을 항상 모니터링하여 발전기 이상 발생 시 비상 발전기를 가동할 수 있어야 한다. 본 연구는 비상용 디젤 엔진 발전기를 위한 제어기 및 각종 소프트웨어 설계에 관한 연구이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.811-824
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• 1995

CANDU 핵연료봉의 휨 열적 휨 멘트와 수력학적 견인력 및 기계적 하중에 기인하는 휨 모멘트에 의하여 일어난다. 여기서, 연료봉 휨은 연료봉 축방향 중심선으로부터의 측면 처짐으로 정의한다. 본 논문에서는 연료봉 축방향 중심선에 대한 비대칭 온도불포에 의해 핵연료 피복관 자체와 피복관과 소결체의 상호작용 부위에서 발생하는 열적 휨만을 취급한다. 이를 위해 1).소결체와 피복관사이의 기계적 상호작용을 무시한 조건에서의 핵연료 피복관의 휨과 2) 소결체와 피복관의 온도 변화에 기인하여 발생하는 소결체와 피복관 사이의 기계적 상호작용을 고려한 조건에서의 연료봉 휨을 혼합 고려하고, 각각에서 피복관의 비대칭 온도분포가 (i) 냉각재의 불완전한 혼합에 따른 비균질 냉각재 온도, (ii) 핵연료 피복관과 냉각재 사이의 비균질한 열전달 계수, (iii) 핵연료내 반경 방향으로의 중성자속 감쇄에 의한 비대칭 열 발생 등의 복합적효과에 의해 발생되는 것으로 고려하여 피복관의 대칭온도 분포까지 포함 할 수 있는 열적 휨의 일반적 해석 공식을 제시하였다. 본 휨 공식에 사용되는 모든 변수에 대한 민감도 분석을 통해, 핵연료봉 길이, 피복관 내경, 냉각재 평균 온도 및 변화 인자, 소결체 -피복관 기계적 상호 작용 인자, 중성자속 감쇄 인자, 핵연료 열팽창 계수, 피복관-냉각재 열전도 계수 등의 변화가 피복관 두께, 피복관-냉각재 열전달 계수, 피복관 열팽창 계수, 핵연료-피복관 열전달 계수 등의 변화보다 핵연료봉의 열적 휨에 상대적으로 더욱 영향을 미치는 것으로 밝혀졌다.

• 동력기계공학회지
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• 제9권1호
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• pp.5-13
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• 2005

Acoustic emission(AE) is defined as the transient elastic waves thar are generated by the rapid release of energy. The advantage of AE is that very early crack growth can be detected well before a highly stressed component may fail. At present, an exact diagnosis is the most reliable means for determining the soundness of structures during power plant operations. AE monitoring has been applied successfully in power plants to determine mechanical problems, pressure vessel integrity and external valves leaks, vacuum leaks, the onset of cavitation in pumps and valves, the presence of flow(or no flow) in piping and heat exchange equipment, etc. Acoustic emission(AE) technology has recently strengthened its application base, and practitioners' understanding of the technique's fundamentals. This paper introduces the methods of a survey and assessment on AE monitoring applications in nuclear, fossil and hydraulic power plant. The main objective of this paper was to obtain information on various applications of AE technology in power plant.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.687-700
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• 1995

제안된 CANDU-9 원자로의 열수력 과도변화상태가 해석되었으며 주요한 몇개의 과도변화가 열수송 계통의 설계요건을 만족시키는지에 대해 평가되었다. 열수송계통의 과도변화시 핵연료의 건전성과 계통압력상승의 제한 측면에서 분석된 본 해석결과에 따라서 제안된 열수송계통형상과 열수송계통기기의 예비 크기가 확정 및 검증되었다. AECB R-77 요구조건에 대한 CANDU-9 원자로의 만족여부를 평가하였다. 해석결과, 각 과도변화시 원자로 모관의 고압첨두치가 ASME코드의 요구조건에 따른 허용범주내에 있었으며 핵연료의 건전성이 확인되었다. 원자로 가동운전시 제안된 CANDU-9 원자로의 고유적인 핵연료채널을 통한 역류현상을 규명하기 위하여 한개의 펌프가 시동될때의 과도변화현상을 해석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.710-720
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• 1995

원자로에서 펌프에 의해 야기되는 맥동 압력은 원자로 내부 구조물에 진동과 손상을 줄 수 있기 때문에 관심이 증가되고 있다. 본 연구에서는 냉각관과 환형관(원자로 압력 용기와 노심 보호 지지대 사이)으로 구성된 기하 형태에서 펌프에 의해 야기되는 맥동 압력을 해석할 수 있는 수력학적 모델을 개발하였다. 수학적 지배 방정식은 압축성, 비점성 유체에 대해 선형화된 Navier-Stokes 방정식이다. 냉각관과 환형관을 따로 분리하여 해석하고 두영역의 커플링 영향을 고려하였다. 또한 본 기하 형태에서 펌프맥동 압력에 영향을 미치는 주요 기하 인자에 대한 평가를 수행하였다. 본 해석 결과와 실험차를 비교하여 만족할 만한 결과를 얻었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.730-742
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• 1995

증기발생기의 급수 및 수위조절 시스템과 관련하여 전체 시스템을 급수 서보시스템과 궤환제어기로 나누어 설계하였다. 급수 시스템의 설계에는 최적제어이론을 사용하였으며 시스템의 강인성을 위하여 다시 LTR 기법을 이용하였다. 중기발생기의 제어특성은 열수력학적인 이유에 의하여 출력에 따라 계속적으로 변하게 되므로 궤환제어기가 이러한 변화를 동적으로 반영할 수 있도록 하였다. 모든 설계는 연속시스템에서 이루어졌으며 적절한 샘플링 주기를 선정하여 디지탈화 하였다. 이같은 시스템을 이용하여 출력증가 및 감소의 두 가지에 대해 검토한 결과, 출력의 증가시에는 제어상수를 고정시키는 것이 바람직하나 출력의 감소시에는 시스템의 안정을 위하여 제어상수가 출력에 따라 동적으로 변화해야함을 알 수 있었다.