• 설비공학논문집
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• 제24권6호
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• pp.538-544
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• 2012

Analysis of thermal performance is required for the economic operation of turbine cycle of power plant. We developed corrective model of main feed water flow which is the most important parameter for the precise analysis of turbine cycle performance. Classification model for the identification of feed water flow measurement status was applied to increase the suitability of the corrective model. We used neural network and support vector machine to develop estimation model of main feed water flow with more generalization capability. The estimation model can be used practically to evaluate corrective performance of turbine cycle plant.

• 한국산학기술학회:학술대회논문집
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• 한국산학기술학회 2004년도 추계학술대회
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• pp.255-258
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• 2004

Hydrazine is a weak base and strong reducing agent in the aqueous solution and is primarily utilized as a high-energy rocket propellant and an oxygen scavenger in boiler or feedwater. The objective of this study was to investigate the physicochemical properties and reactions of hydrazine and the catalytic and thermal decomposition by the temperature change. Hydrazine was fast decomposed with the catalyst of lower activation energy and at the higher temperature.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제29권1호
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• pp.15-24
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• 1997

The design and evaluation of a digital U-tube steam generator level controller of nuclear power plants, which uses model-based compensators to offset the inverse response behavior of water level, is described. Included is a review of steam generator level dynamics, a simulation model that replicates the effects of feedwater and steam flowrate as well as temperature on steam generator level, the design of both the compensators and the overall controller, and the results of simulation studies in which the performances of this model-based controller and existing analog ones were compared. The proposed digital steam generator level controller is stable and its use significantly improves the controllability of steam generator level.

• 디지털산업정보학회논문지
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• 제19권3호
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• pp.25-38
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• 2023

Instrumentation and control systems measure and control various variables of nuclear facilities to operate nuclear power plants safely. A diverse protection system, a representative instrumentation and control system, generates a reactor trip and turbine trip signal by high pressure in a pressurizer and containment to satisfy the design requirements 10CFR50.62. Also, it generates an auxiliary feedwater actuation signal by low water levels in steam generators. Cybersecurity has become more critical as digital technology is gradually applied to solve problems such as performance degradation due to aging of analog equipment, increased maintenance costs, and product discontinuation. This paper analyzed possible cybersecurity threat scenarios in the diverse protection system using attack trees. Based on the analyzed cybersecurity threat scenario, we calculated the probability of attack occurrence and confirmed the cybersecurity risk in connection with the asset value.

• 비파괴검사학회지
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• 제28권5호
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• pp.407-415
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• 2008

원전 발전소 터빈계통을 구성하는 열교환기 튜브는 일반적으로 구리합금, 스테인리스강, 탄소강, 티타늄합금 등의 재질로 제작된다. 이들 재질중에서 페라이트계 type-439 스테인리스강은 자성 재질로서 오스테나이트계보다 더 높은 열전달율 가지며, 부식에 의해 유발되는 결함에 대해 더 높은 저항성을 가진다. 페라이트계 스테인리스강은 보통 발전소 열교환기의 저압급수가열기와 습분분리재열기에 사용된다. 저압급수가열기는 일반적으로 두께가 얇은 type-439 스테인리스강을 이용하는 반면에 습분분리재열기는 더 두꺼운 핀튜브를 사용한다. 이와 같이 터빈 습분분리재열기 튜브로 사용되는 type-439 스테인리스강 핀튜브는 터빈계통의 운전으로 인하여 손상이 발생할 수 있다. 손상에 의한 가장 대표적인 결함은 진동에 의해 발생할 수 있는 마모, 피로균열 등이며 마모성 결함은 일반적으로 튜브-튜브지지판에서 발생되는 것으로 보고되고 있다. 본 연구에서는 type-439 스테인리스강 자성체 튜브에 발생할 수 있는 결함을 검출하고 크기를 측정할 수 있는 자기포화 와전류탐상검사 기법의 능력을 평가하였다.

• 대한환경공학회지
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• 제38권1호
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• pp.34-41
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• 2016

UF (ultrafiltration)-SWRO (seawater reverse osmosis) 공정을 이용하여 해수와 기수의 유입수 블렌딩(pre-blending)이 보론(boron)과 휴믹산(humic acid)의 제거에 미치는 영향을 조사하였다. 유입수 블렌딩은 TDS (total dissolved solids) 농도를 기준으로 15,000 mg/L~27,000 mg/L까지 설정하였으며, RO에서의 보론 제거특성을 분석하였다. 또한, 동일한 TDS 농도범위에서 휴믹산을 주입하여 유기물 제거 특성을 알아보았다. 보론은 TDS 농도가 높아질수록 제거율은 76.60% - 83.27%로 높게 나타났지만, 최종 생산된 생산수의 보론 농도는 0.48 mg/L-0.69 mg/L로 높아져 유입수 내 보론 농도가 다량 유입될 시 유입수 블렌딩이 필요할 것으로 판단된다. 휴믹산의 경우 10 mg/L 수준일 경우 TDS 농도 22,500 mg/L가 27,000 mg/L 보다 제거율이 높게 나타났지만, 휴믹산이 5 mg/L 수준일 경우 TDS 농도 18,000 mg/L가 15,000 mg/L보다 높게 나타났다. 한편, 휴믹산이 주입되었을 때 UF-SWRO 공정에서는 오히려 플럭스(flux)와 회수율(recovery rate)이 증가하는 효과를 나타내었는데, 이는 파울링 물질이 $Ca^{2+}$와 휴믹산의 결합에 의해 대부분 제거되어 나타난 것으로 판단된다. 따라서 UF-SWRO를 이용한 해수 담수화 시 보론 농도와 휴믹산 제거측면에서 TDS 농도가 낮을수록 유리하다고 판단된다.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제25권9호
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• pp.599-605
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• 2015

U.S. Nuclear Regulatory Commission(NRC), Regulatory Guide(RG) 1.20(Rev.3, 2007년)은 원자로 냉각재계통, 주증기, 주급수 및 복수시스템의 주요 배관 및 기기에 대하여 압력변동 및 진동에 의한 잠재적 유해효과에 대한 평가를 요구한다. 그러나 증기발생기와 연결된 주증기, 주급수 및 복수시스템의 주요 배관 전체에 대하여 상세 해석하는 것은 매우 복잡하여 한계가 있다. 이 논문은 APR1400 원전의 종합진동평가(comprehensive vibration assessment program, CVAP)를 수행하기 위하여 증기발생기에 연결된 2차측 주요 배관의 음향공진과 펌프유발진동을 위한 간이평가 방법에 관한 것이다. 이 논문에서는 이러한 배관시스템의 잠재적 진동 원인이 무엇인지, 음향공진과 펌프유발진동의 가능성을 예방하기 위한 간이평가 방법은 무엇인지를 고찰하고자 한다. 이 논문은 APR1400 원전 증기발생기와 연결된 주증기 및 주급수 배관의 유동유발진동 간이평가를 위해 사용될 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.470-482
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• 1995

2025 MWt 가압경수로인 울진 3, 4호기에는 설계기준초과사고인 완전급수상실사고를 완화하기 위하여 안전감압계통이 채택되었다. 본 논문은 울진 3, 4호기의 안전감압계통의 방출유량을 결정하기 위한 해석방법 및 결과에 대하여 논의하였다. 안전감압계통의 방출용량을 다음과 같은 두가지의 설계요건에 따라 결정하였다 : 1) 두 개의 고압안전주입펌프 중 하나의 펌프만이 작동하고 운전원이 안전감압계통의 한 계열의 감압경로를 가압기안전밸브가 열리자마자 개방하였을 경우 노심노출을 방지하여야 한다 2) 두 개의 고압안전주입펌프가 모두 작동하고 두 계열의 안전감압경로를 가압기안전밸브가 열린 후 30분 뒤에 개방하였을 경우 노심노출을 방지하여야 한다. CEFLASH-4AS/REM 전산코드의 모델 및 해석 결과의 타당성을 검토하기 위하여 REL-AP5/MOD3를 이용한 해석을 수행하였다. 운전원의 복구과정이 없을 경우와 운전원이 충전 및 유출운전에 의해 사고를 완화하는 경우의 완전급수상실사고 경위에 대해 수치모사를 수행하였다. 두 사고 경 위에 대해 CEFLASH-4AS/REM에 의해 예측된 원자로계통의 주요 열수력학적 거동이 RELAP5 /MOD3에 의한 결과와 정성·정량적으로 잘 일치하는 것을 알 수 있었다. 결론적으로 울진 3, 4호기에 대해 완전급수상실사고시 안전감압계통을 이용한 충전 및 유출운전에 의해 잔열제거 및 일차계통냉각재 재고량 유지가 성공적으로 이루어짐을 수치모사를 통해 확인 할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권2호
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• pp.97-106
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• 1986

1981년 6일 9일 원자력 1호기에서 발생한 77.5% 출력상태에서의 외부전원상실사고를 열, 수력학적최적계산용 코드인 RELAP5/MODl/NSC를 사용하여 모의하였으며 해석결과는 발전소 실측자료와 잘 일치하였다. 원자로 냉각재펌프의 트립에 따른 flow coastdown후에 hot-cold leg온도차에 의하여 자연순환 유동이 형성됨이 확인되었으며 실측자료와 잘 일치하여 이와 관련된 전산코드의 열수력학 적모델의 타당성을 입증할 수 있었다. 또한 위의 사고전개가 정상운전상태인 전출력(100%)에서 재발하였을 경우를 가정하여 해석하였다. 이러한 해석을 통하여 보조급수의 공급과 더불어 증기발생기 PORV의 적절한 작동으로 원자력 1호기 노심잔열을 제거하여 안전성에 문제점을 야기하지 않음을 입증하였다. 최적 계산방법에 의한 사고해석에서는 turbine stop valve 작동시간, 증기 발생기 PORV 설정치 등 non-safety 관련요소들의 특성에 대한 정화한 모의가 필수적이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권7호
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• pp.1431-1441
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• 2017

The Fukushima accident reveals the vulnerability of existing active nuclear power plant (NPP) design against prolonged loss of external electricity events. The passive safety system is considered an attractive alternative to cope with this kind of disaster. Also, the passive safety system enhances both the safety and the economics of NPPs. The adoption of a passive safety system reduces the number of active components and can minimize the construction cost of NPPs. In this paper, reflecting on the experience during the development of the APR+ design in Korea, we propose the concept of an innovative Power Reactor (iPower), which is a kind of passive NPP, to enhance safety in a revolutionary manner. The ultimate goal of iPower is to confirm the feasibility of practically eliminating radioactive material release to the environment in all accident conditions. The representative safety grade passive system includes a passive emergency core cooling system, a passive containment cooling system, and a passive auxiliary feedwater system. Preliminary analysis results show that these concepts are feasible with respect to preventing and/or mitigating the consequences of design base accidents and severe accidents.