• 한국ITS학회:학술대회논문집
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• 한국ITS학회 2004년도 제3회 정기총회 및 추계학술대회
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• pp.106-110
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• 2004

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.261-267
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• 2004

처분시스템 설계 시 기초 자료로 사용되는 국내 사용후핵연료의 발생량, 특징 및 연소이력 등의 현재 및 향후 현황을 파악하였다. 2055년까지 PWR 및 CANDU 사용후핵연료 발생량은 각각 20,500 및 14,800MTU로 나타났다.$17{\times}17$ 핵연료 집합체의 사용후핵연료 발생량비율은 2003년 기준으로 전체대비 60%를 점유하는 것으로 나타났으며, 2012년 이후부터는 .$16{\times}16$ KSFA 사용후핵연료 발생량이 .$17{\times}17$ 핵연료를 능가하기 시작하여 최종시점인 2055년에는 70% 정도를 점유할 것으로 보인다. 사용후핵연료의 평균 연소도는 90년대 후반에는 36GWD/MUT 정도, 2000년대 초반에는 40GWD/MTU를 나타냈으며, 2000년대 중ㆍ후반부터는 45GWD/MTU를 초과할 것으로 보인다. 따라서, 현재는 1997년에 선정한 제원을 기준 핵연료 제원으로 사용하되, 2010년을 기점으로 기준핵연료를 .$16{\times}16$ KSFA 4.5w/o, 55GWD/MTU로 반영하는 것이 타당해 보인다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권3호
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• pp.377-384
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• 2013

During the last three decades, South Korean nuclear power plants have discharged about 5,950 tons of spent fuel and the maximum burn-up reached 55 GWd/MTU in 2002. This study was performed to support the development of Korean dry spent fuel storage alternatives. First, we chose V5H-$17{\times}17$ and KSFA-$16{\times}16$ as representative domestic spent fuels, considering current accumulation and the future generation of the spent fuels. Examination reveals that their average burn-ups have already increased from 33 to 51 GWd/MTU and from 34.8 to 48.5 GWd/MTU, respectively. Evaluation of the fuel characteristics shows that at the average burn-up of 42 GWd/MTU, the oxide thickness, hydrogen content, and hoop stress ranged from $30{\sim}60{\mu}m$, 250 ~ 500 ppm, and 50 ~ 75 MPa, respectively. But when burn-up exceeds 55 GWd/MTU, those characteristics can increase up to 100 ${\mu}m$, 800 ppm, and 120 MPa, respectively, depending on the power history. These results demonstrate that most Korean spent nuclear fuels are expected to remain within safe bounds during long-term dry storage, however, the excessive hoop stress and hydrogen concentration may trigger the degradation of the spent fuel integrity early during the long-term dry storage in the case of high burn-up spent fuels exceeding 45 GWd/MTU.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권1호
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• pp.87-93
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• 2006

제2차 전력수급기본계획에 의거 2017년까지 계획된 원자로만을 대상으로 심지층 처분시스템 설계 시 필요한 국내 사용후핵연료의 발생량, 제원적 특징, 초기농축도 및 방출연소도 등에 대하여 현재 및 미래 현황을 파악하고 예측하였다. 2057년까지 PWR 및 CANDU 사용후핵연료 발생량은 각각 20,500 및 14,800 MTU로 나타났다. 초기 농축도에 대해서는 4.5 wt.% 이하를 갖는 사용후핵연료가 96.5%를 차지하는 것으로 나타났다. 사용후핵연료의 평균 방출연소도는 90년대 후반에는 36 GWD/MUT 전도, 2000년대 초반에는 40 GWD/MTU를 나타냈으며, 2000년대 중 후반부터는 45 GWD/MTU가 될 것으로 나타났다. 광범위한 분석 및 예측 결과, 총 처분물량을 대표할 수 있는 가상적인 기준 사용후핵 연료는 16 6 한국표준형연료, 단면적 $21.4cm\times21.4cm$, 길이 453cm, 무게 672 kg, 초기 농축도 4.5 wt.%, 방출연소도 55 GWD/MTU로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제35권5호
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• pp.471-481
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• 2003

In order to evaluate the microstructural characteristics of irradiated fuel claddings (Zircaloy-4), two irradiated specimens having different burnups (18 GWD/MTU and 42 GWD/MTU) were prepared from the G23-M4 fuel rods, which were loaded in Kori Unit 1 for 4 fuel cycles. The oxide thickness, hydride morphology and hardness change were characterized by an optical microscope and a micro-hardness tester after preparing the irradiated specimens in the PIE (Post Irradiation Examination) facilities. The dislocation loops and the amorphous transformation of precipitates induced by the neutron irradiation in the nuclear plant were also examined by a TEM. As the burnup increased from 18 GWD/MTU to 42 GWD/MTU, the oxide thickness increased from $6.0{\mu}m\;to\;25.3{\mu}m$ and the contents of hydrogen pick-up in the Zr matrix also greatly increased. In the comparison of the hardness of the unirradiated fuel cladding, the amount of hardness increase was nearly $9.3\%\;and\;24.2\%$ for the irradiated samples of 18 and 42 GWD/MTU, respectively. Both -type dislocation loops and -type dislocation components were observed simultaneously in the irradiated specimens and the densities of the dislocation was increased by increasing the burnup. The precipitates in both the irradiated specimens were amorphously transformed by the neutron irradiation and the trend of the amorphous transformation of the precipitates was enhanced at a higher burnup.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.311-316
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• 1997

무붕산 노심의 부하추종운전을 위하여 출력제어기법을 개발하였다. 무붕산 노심의 출력제어 논리는 출력 준위와 제어봉의 위치에 따라 제어군의 역할을 반응도 제어에 사용되는 제어군과 출력분포 제어에 사용되는 제어군으로 구분하여 8가지의 제어군 구동 형태를 가지며, ASI 편차를 입력으로 구동할 제어군이 결정된다. 무붕산 노심의 출력제어 논리를 적용하여 ONED94 코드로 일일 부하추종운전을 모사하였다. 모사 결과 주기초(0 MWD/MTU)와 주기중(7000 MWD/MTU)에는 ASI 편차 $\pm$10% 내에서 부하추종운전이 가능하며, 85% 주기말(11000 MWD/MTU)에서는 $\pm$12% 내에서 부하추종운전이 가능한 것으로 나타났다.

• 한국정보과학회논문지:시스템및이론
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• 제29권12호
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• pp.648-654
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• 2002

클러스터들을 연결시키는 통신 모델로 업계 표준인 VIA(Virtual Interface Architecture)가 있다. VIA의 소프트웨어적인 구현으로는 M-VIA를 대표적으로 들 수 있다. 본 논문에서는 TCP/IP를 지원하는 기존의 AceNIC 기가비트 이더넷 카드의 디바이스 드라이버에 수정을 가하여 M-VIA를 지원할 수 있도록 구현하였다. 그리고 M-VIA의 데이터 세그멘테이션 과정을 분석하여 기가비트 이더넷 카드가 1514 bytes이상의 MTU를 지원할 경우, 기존의 M-VIA 뎨이터 세그멘데이션 크기가 가지는 문제점을 보이며 이를 개선하기 위해 MTU와 M-VIA 데이터 세그멘테이션 크기를 다르게 해서 실험하였고 그 성능을 비교하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.201-206
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• 1996

건식가공(Dry Process)이 사용전,후 DUPIC 핵연료의 붕괴열(Decay Heat), Hazard Index, 조사선량률(Dose Rate) 등에 미치는 영향을 계산하고, 그 원인을 분석하였다. DUPIC 사용방안으로 표준 연소도(35,000 MWD/MTU)의 경우와 장주기 연소도(50,000 MWD/MTU)의 경우를 고려하여 계산하였으며, DUPIC핵연료는 20년 냉각후 가공하는 것을 기준으로 하였다. 또한 DUPIC핵연료 장전시 고려할 수 있도록 사용전 DUPIC 핵연료에 대한 계산을 핵연료 집합체(Bundle) 단위로 하였다. 조사선량과 붕괴열은 건식가공에 상당히 민감한 반응을 보였고 이는 주로 Cs의 제기에 의한 것이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.799-804
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• 1995

DUPIC 핵연료의 사용전 그리고 사용후 조건에서 방사선량을 분석하였다. 사용후 핵연료로 35,000 MWD/MTU의 표준 연소도와 50,000 MWD/MTU의 고 연소도을 사용하였고 선량률을 계산하기 위해 CANDU의 핵연료 집합체을 균등 혼합체로 가정 하였다. 조사선량율은 건식가공을 거치지 않았을 때 매우 높은 수치를 나타내었지만 건식가공을 한 후에는 많이 감소하개 됨 을 볼 수 있었다. 특히 Cs에 민감한 반응을 보였고 Cs을 100% 제거하였을 경우 전체 선량율이 약 90%가 줄어드는 결과를 얻었다. 아울러 사용후 DUPIC핵연료의 선량율도 건식가공 방법에 많은 영향을 받고 있다.

• 정보처리학회논문지C
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• 제16C권1호
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• pp.37-50
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• 2009

SCADA(Supervisory Control and Data Acquisition) 시스템은 국가 기반시설에서 주로 사용되는 제어 시스템이다. 과거 SCADA 시스템은 폐쇄 망에서 운영되어진다는 이유로 보안에 대한 고려 없이 설계되었다. 하지만 기술의 발달로 SCADA 시스템과 공용망과의 연계가 추진되면서 보안에 대한 문제점이 대두 되고 있다. 본 논문에서는 SCADA 시스템의 제약사항과 보안요구사항을 살펴보고, 안전한 SCADA 시스템을 위한 키 관리 구조를 제안한다. 기존에 제안되어있는 SCADA 시스템을 위한 키 관리 방식이 메시지 브로드캐스팅을 지원하지 못하는 반면, 제안하는 방식은 메시지 브로드캐스팅을 지원한다. 또한 제안하는 방식은 성능상의 제약을 가지고 있는 RTU의 계산량을 최소화하기 위해, 상위 노드(SUB-MTU 또는 MTU)에 계산량을 분배하여 RTU의 잠재적인 성능 병목을 해결하였다.