• 한국정보과학회:학술대회논문집
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• 한국정보과학회 1998년도 가을 학술발표논문집 Vol.25 No.2 (1)
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• pp.487-489
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• 1998

원자력 발전소와 같이 환경적으로 큰 재난을 가져 올 수 있는 시스템에서는 전체 시스템을 구축하기 전에 구축하고자 하는 시스템의 안전성을 보장할 수 있는지의 여부와 그러한 시스템의 조작자들의 훈련을 위해 실시간 시뮬레이션이 반드시 필요하다. 본 논문에서는 원자력 발전소의 SIS(Safety Injection System)를 실시간 객체 TMO(Time-triggered Message Triggered Model)를 이용 모델링하는 기법과, 분산 실시간 객체 플랫폼인 WTMOS위에서 구현된 SIS 시뮬레이션 시스템에 대해 기술하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.395-400
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• 1996

Scoping analyses for the Safety Injection System (SIS) configuration for Korean Next Generation Reactor (KNGR) are peformed in this study. The KNGR SIS consists of four mechanically separated hydraulic trains. Each hydraulic train consisting of a High Pressure Safety Injection (HPSI) pump and a Safety Injection Tank (SIT) is connected to the Direct Vessel Injection (DVI) nozzle located above the elevation of cold leg and thus injects water into the upper portion of reactor vessel annulus. Also, the KNGR is going to adopt the advanced design feature of passive fluidic device which will be installed in the discharge line of SIT to allow more effective use of borated water during the transient of large break LOCA. To determine the feasible configuration and capacity of SIT and HPSI pump with the elimination of the Low Pressure Safety Injection (LPSI) pump for KNGR, licensing design basis evaluations are performed for the limiting large break LOCA. The study shows that the DVI injection with the fluidic device SIT enhances the SIS performance by allowing more effective use of borated water for an extended period of time during the large break LOCA.

• Journal of Mechanical Science and Technology
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• 제19권5호
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• pp.1206-1215
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• 2005

The thermal stratification phenomena, frequently occurring in the component of nuclear power plant system such as pressurizer surge line, steam generator inlet nozzle, safety injection system (SIS), and chemical and volume control system (CVCS), can cause through-wall cracks, thermal fatigue, unexpected piping displacement and dislocation, and pipe support damage. The phenomenon is one of the unaccounted load in the design stage. However, the load have been found to be serious as nuclear power plant operation experience accumulates. In particular, the thermal stratification by the turbulent penetration or valve leak in the SIS and SCS pipe line can lead these safety systems to failure by the thermal fatigue. Therefore in this study an 1/10 scaledowned experimental rig had been designed and installed. And a series of experimental works had been executed to measure the temperature distribution (thermal stratification) in these systems by the turbulent penetration, valve leak, and heat transfer through valve. The results provide very valuable informations such as turbulent penetration depth, the possibility of thermal stratification by the heat transfer through valve, etc. Also the results are expected to be useful to understand the thermal stratification in these systems, establish the thermal strati­fication criteria and validate the calculation results by CFD Codes such as Fluent, Phenix, CFX.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권12호
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• pp.4014-4021
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• 2021

If safety injection systems (SISs) do not work in the event of a loss-of-coolant accident (LOCA), the accident can progress to a severe accident in which the reactor core is exposed and the reactor vessel fails. Therefore, it is considered that a technology that provides recoverable maximum time for SIS actuation is necessary to prevent this progression. In this study, the corresponding time was defined as the golden time. To achieve the objective of accurately predicting the golden time, the prediction was performed using the deep fuzzy neural network (DFNN) with rule-dropout. The DFNN with rule-dropout has an architecture in which many of the fuzzy neural networks (FNNs) are connected and is a method in which the fuzzy rule numbers, which are directly related to the number of nodes in the FNN that affect inference performance, are properly adjusted by a genetic algorithm. The golden time prediction performance of the DFNN model with rule-dropout was better than that of the support vector regression model. By using the prediction result through the proposed DFNN with rule-dropout, it is expected to prevent the aggravation of the accidents by providing the maximum remaining time for SIS recovery, which failed in the LOCA situation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권2호
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• pp.174-182
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• 1991

안전계통의 이용불능도 및 최적시험주기 평가에 있어서 주기적인 시험과 관련된 인간실수의 영향을 고려하였다. 시험 및 보수와 관련된 인간실수는 건전한 계통이 시험 후 잘못된 상태에 놓이게 될 가능성과(Type A인간실수)건전하지 못한 계통이 시험시 감지되지 못할 가능성(Type B인간실수)이다. 계통이용불능도 및 최적시험주기에 미치는 인간실수의 영향을 결정하기 위하여 안전계통의 이용불능도를 계산하기 위한 사상수목모델이 개발되었다. 또한 안전주입계통의 신뢰도 분석을 통하여 계통전체에 미치는 영향을 평가하였다. 다양한 민감도 분석 결과, (1) 계통이용불능도는 인간실수의 확률이 커질수록 증가하며 Type A인간실수의 영향이 훨씬 크다. (2) 최적시험주기 는 Type A 인간실수가 커 질수록 약간 증가하나, Type B 인간실수가 커 질수록 감소한다. (3) 안전주입펌프의 시험주기를 고정시키면 안전주입계통의 이용불능도는 Type A인간실수가 커질수록 크게 증가하나 Type B 인간실수가 커지더라도 약간 증가한다. 따라서 인간실수의 영향을 고려 할 때 계통의 이용불능도를 일정 수준으로 유지하기 위해서는 시험주기(최적시험주기가 아님 )를 줄여야 한다. 그리고 시험 및 보수시 Type A 인간실수는 계통의 이용불능도에 미치는 영향이 크므로, 특히 TyPe A 인간실수를 줄이기 위한 노력이 필요하다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권3호
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• pp.165-172
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• 2016

노심보충탱크(Core Makeup Tank, CMT), 안전주입탱크(SafetyInjection Tank, SIT)와 자동감압계통(Auto Depressurization System, ADS)로 구성된 1 계열의 SMART 피동안전주입계통의 주입특성을 파악하기 위한 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의에 대한 실험적 연구가 수행되었다. SBLOCA의시험은 0.4 인치 안전주입수 배관파단에 대해 수행되었으며, 정상상태 조건은 실험요건서에 제시된 시험 초기 조건을 만족시키도록 746초 동안 운전되었다. 노심 출력 및 안전주입 유량 등의 경계 조건도 적절히 모의되었으며, 안전주입계통 배관에서의 파단, 히터 트립 및 잔열곡선 인가, 원자로냉각재펌프 관성서행(Coastdown), 급수 중단, CMT 및 SIT의 주입, ADS #1 개방이 SBLOCA 시나리오에 따라 적절히 모의되었다. 노심지지원통 내부의 액체환산수위는 파단 초반에 감소하다가 CMT와 SIT가 주입되면서 서서히 회복되었으며, 피동안전주입계통의 주입유량이 노심 수위를 회복하기에 충분한 것으로 판단할 수 있다.