• 원자력산업
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• 제27권2호통권288호
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• pp.25-29
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• 2007

• NEWSLETTER 전기공업
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• 97-24호통권193호
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• pp.25-35
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• 1997

• KEPCO Journal on Electric Power and Energy
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• 제6권4호
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• pp.483-484
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• 2020

• Journal of Electrical Engineering and Technology
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• 제1권2호
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• pp.161-169
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• 2006

Load representation has a significant impact on power system analysis and control results. In this paper, composite load models are developed based on on-line measurement data from a practical power system. Three types of static-dynamic load models are derived: general ZIP-induction motor model, Exponential-induction motor model and Z-induction motor model. For the dynamic induction motor model, two different third-order induction motor models are studied. The performances in modeling real and reactive power behaviors by composite load models are compared with other dynamic load models in terms of relative mismatch error. In addition, numerical consideration of ill-conditioned parameters is addressed based on trajectory sensitivity. Numerical studies indicate that the developed composite load models can accurately capture the dynamic behaviors of loads during disturbance.

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2013년도 춘계학술대회 초록집
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• pp.27-28
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• 2013

이 논문에서는 신화재 확률론적 안전성평가 (PSA) 방법 중 정성적 분석 방법을 울진 3호기 원전에 적용한 결과를 기술하였다. 지금까지 대부분의 국내 원전 에서는 EPRI 화재 PSA 방법을 이용하여 화재 PSA를 수행해 왔었다. 최근 미국 규제기관과 산업체에서는 신화재 PSA 방법으로 NUREG/CR-6850을 개발하였다. 신화재 PSA 방법을 이용하여 울진 3호기를 정성적으로 분석한 결과 150개의 방화지역 중 75개 지역이 정량적 분석 대상으로 파악되었다. 이는 기존 EPRI 화재 PSA 방법으로 수행한 방화지역 수보다 23개 많았다. 또 화재 PSA 수행을 위한 기기 수는 770여개이고 케이블 수는 6,000여개로 나타났다.

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2012년도 춘계학술발표회 초록집
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• pp.151-154
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• 2012

기존 국내원전의 화재 PSA는 EPRI가 개발한 방법론을 이용하여 화재 PSA를 수행하여 오고 있다. 미국 NRC는 EPRI와의 공동연구를 통하여 새로운 화재 PSA 방법론(NUREG/CR-6850)을 개발하였고, NFPA-805 코드를 적용하는 미국 원자력발전소들에 대해서 이 방법론을 적용한 PSA를 수행하는 것을 권고하고 있다. 본 논문에서는 국내원전에 신규 PSA 방법론 적용시 논의되어야 할 사항들 중 지진화재 연계성(또는 지진-화재 상호작용)평가 방법론에 대한 제안 및 고려사항을 기존 해외 사례를 참고하여 기술하였다.

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2011년도 추계학술논문발표회 논문집
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• pp.253-257
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• 2011

본 논문에서는 설계중인 스마트원전에 대한 화재 PSA 방법과 결과 그리고 민감도분석 결과를 기술하였다. 기존 국내 원전 화재 PSA에서는 EPRI의 fire PRA implementation guide에 따라 수행해왔었다. RG 1.189에 따르면 NFPA 805를 채택하는 원전이나 신규원전은 NUREG/CR-6850 방법에 따라 화재 PSA를 수행해야만 한다. 스마트는 설계단계의 원전이기에 화재 PSA 수행위한 충분한 설계정보가 없고 스마트의 선행호기도 없다. 따라서 NUREG/CR-6850 방법을 스마트에 모두 적용할 수 없어 EPRI fire PRA implementation guid와 NUREG/CR-6850 방법을 사용하여 스마트 원전에 대한 화재 PSA를 수행하였다. 화재 PSA 결과에 중요한 영향을 미치는 요인들에 대해 민감도분석을 수행하였다.

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2011년도 추계학술논문발표회 논문집
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• pp.231-234
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• 2011

기존 국내원전의 화재 PSA는 기존 EPRI가 개발한 방법론을 이용하여 화재 PSA를 수행하여 오고 있다. 미국 NRC는 EPRI와의 공동연구를 통하여 새로운 PSA 방법론(NUREG/CR-6850)을 개발하였고, NFPA-805 코드를 적용하는 미국 원자력발전소들에 대해서 이 방법론을 적용한 PSA를 수행하는 것을 권고하고 있다. 본 논문에서는 국내 원전의 참조 주제어실을 대상으로 신규 방법론을 적용하여 노심손상빈도 영향을 평가하였고, 국내원전에 신규 방법론 적용시 논의되어야 할 사항들을 포함하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.369-373
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• 1998

증기발생기에서 부식에 의한 전열관 손상은 전열관과 관판사이의 틈새에서 대부분 발생되고 이 틈새에서의 수질환경에 좌우된다. 틈새에서는 과열도가 높아 미량의 불순물이 농축되면서 틈새수화학 (crevice chemistry)은 증기발생기 내부수 수화학과는 달라진다. 전열관 손상을 억제하기 위해서는 틈새수질을 적절히 제어하여야 하는데 이는 틈새수화학을 정확히 분석평가할 수 있는 기술을 기반으로 하여야 한다. .기존의 틈새수질을 계산하는 방법으로는 증기발생기 내부수에 비해 틈새에서 화학종들이 얼마나 농축되는지를 가정하는 농축도 (concentration factor) 방법이 있으나 가정에 의한 불확실성으로 인해 틈새수질을 정확히 해석할 수 없었다. 그러나 원전 증기발생기의 잠복불순물 방출시험 자료로부터 틈새수질을 보다 정확히 평가할 수 있는 새로운 개념의 몰비지수(molar ratio index) 방법이 최근 EPRI에서 제시되었고 EPRI 산하의 많은 발전소에서 적용중이다. 본 연구에서는 PWR 원전 증기발생기의 틈새수화학을 평가할 수 있는 기술을 개발하기 위해 잠복불순물 방출시험 자료로부터 틈새에서의 몰비지수를 계산할 수 있는 CRAP (CRevice-chemistry Analysis Program) 전산프로그램을 작성하였다 CRAP를 국내원전에 적용하여 증기발생기 및 그 틈새에서의 수화학을 평가하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제6권2호
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• pp.9-15
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• 2010

US NRC issued rulemaking of 10CFR50.55a to perform the Perservice and Inservice inspection for Reactor Vessel Head Penetration Nozzle of US Nuclaer plant. The rulemaking was required the EPRI Demonstration to verify the NDE technique performing special Ultrasonic examination. In order to meet this requirement, the UT and ECT procedures was demonstrated and the NDE personnel were qualified by EPRI. In this paper, the NDE technique and analysis method are described the Preservice inspection for the Palo Verde #1/2/3 Replacement Reactor Vessel Head Penetration Nozzle using the qualified procedures and personnel.