• Review of KIISC
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• v.30 no.2
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• pp.59-63
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• 2020

국내 원자력발전소는 1978년 웨스팅하우스 노형의 고리1호기부터 2019년 APR-1400 노형의 신고리3호기 준공까지 많은 기술의 발전을 이룩하였다. 과거와 비교하여 현재의 원자력발전소는 단순히 발전용량만 증가한 것이 아니라, 안전에 대한 요구가 반영되어 발전하였다. 첫째, 미국 TMI 사고, 우크라이나 체르노빌 사고, 일본 후쿠시마 사고를 겪으며 자연재해, 인적실수 등에 관한 강화된 대책이 적용되었다. 둘째 미국 Browns Ferry 원전 정지, Hatch 원전 정지, 이란 핵시설 스턱스넷 공격 등을 겪으며, 사이버위협에 대응하기 위한 사이버보안 규제요건이 원자력발전소에 적용되었다. 그러나 사이버보안 규제요건과 원자력발전소 설계요건이 상충하는 부분이 일부 존재한다. 본 논문에서는 원자력발전소 사이버보안 규제요건과 상충하는 설계요건(Code&Standard)을 분석하여, 사이버 보안관점에서 요구되는 보안 조치사항을 도출하였다.

• Proceedings of the KSR Conference
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• 2000.11a
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• pp.157-164
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• 2000

This study is about predicting the interior pressure level of the korean high speed train using ray acoustic method. The motor car and the motor and passenger cabin are investigated under the environment of passing open countryside and inside tunnel of 350 km/hr. Calculated sound levels are compared with the proposed sound levels and suggestions about the transmission Joss values of isolating panels inside motor car and the guide lines of allowed sound power limit of motor equipments are provided. Results of TPI car show calculated interior sound level is below the proposed values for both cases of open countryside running and inside tunnel. Since ray acoustic method calculated only air borne noise component, real sound level of the motor car may be higher than prediction. Passenger cabins of TMI, TM5 show higher sound level than the proposed values, so window method was carried out to find the contribution of each panel components and point out the remedy of transmission path. Reduction of sound power of motor equipments should be condisered at the same time.

• 전기의세계
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• v.44 no.2
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• pp.9-14
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• 1995

TMI사고 이후 원자력의 안전성을 확보하고자 하는 노력은 사실상 확률론적 안전성분석 방법론 연구 외에도 다양하게 진행되었다. 이에는 사고 예방 차원의 안전계통 설비 보강을 통한 다중성(redundancy) 및 다양성(diversity)의 확보, 모의제어반(simulator) 등을 이용한 운전원 훈련프로그램 강화, 사고 증상에 따라 안전기능의 저해 여부를 추정가능토록 요구하는 비상운전절차서의 완비 노력과 사고 영향 완화를 위한 대체 설비의 신설 등이 있다. 하지만 이런 모든 보완 작업들이 얼마나 효율적으로 이루어지며 어느 정도 안전성 향상이나 위험도 관리에 기여할 수 있는 지에 대한 의문은 여전히 남게 되었으며, 이에 대한 정량적인 평가수단으로서 또 다시 확률론적 안전성분석 방법이 각광받게 되었다. 왜냐하면 확률론적 안전성분석은 그 방법의 특성상 발전소 경험 자료를 토대로 한 가장 현실적인 접근방법을 이용하고 최적 거동 및 현상에 대한 분석을 수행하기 때문이다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2003.05a
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• pp.403-414
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• 2003

Periodic safety review on Kori Unit 1 has been successfully done for the first time in Korea. 11 safety factors of the review were fully evaluated in accordance with the domestic legal system. Although it is the oldest nuclear power plant in Korea, Kori Unit 1 was found to have maintained good operating conditions and continuously enhanced its safety by implementing post-TMI action plans and other safety issues, such as replacing steam generators and process/control system. It can be therefore confirmed that safe operation of Kori Unit 1 is guaranteed until next periodic safety review. Nevertheless, some corrective action items were recommended to enhance further its safety level, such as equipment qualification, additional ageing management program, strengthening of some procedures related to administration and human factor. The results of PSR can be utilized for the continued operation beyond the design life as long as the plant safety is maintained and improved. Experiences of the PSR on Kori Unit 1 can be also applied to PSR on other plants.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.580-587
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• 1995

1979. 3.28 미국 TMI-2의 사고를 계기로 개발된 증상기준 비상운전절차서는 고리 3,4/영광 1,2호기의 경우 '92. 2에 개정된 ERG-18를 근거로 하여 각 발전소 운전담당 자들에 의하여 확인 및 검증 (Verification S Validation) 작업을 통하여 금년부터 본격적으로 적용되기에 이르렀다. 그러나 비상운전절차서의 특성상 리 발전소별 특정 설정치의 계산에서 어려움을 겪었으며 아직도 재확인 작업을 통한 최적화 여지가 상 당부분 잔존하고 있다. 여기어서는 고압발전소인 고리-3,4/영장-1,2호기 비상운전절차서에 있어서 증기발생기에 공급되는 정상 밋 비상급수의 전체 상실사고시 노심 노출 방지 및 노심 열 제거를 위해 적응되는 기능회복절차서의 "2차 열제거원 상실시 조치" 중 방출 및 충전 운전의 성공적 시작점을 계산, 개정된 비상운전절차서와 비교하여 특정 발전소의 방출 및 충전 운전 설정치를 제시하였고, 이러한 결과로부터 현재 보수적으로 설정된 값의 완화를 유도하여 방출 및 충전 운전 시작전, 운전원으로 하여금 급수확보를 시도할 수 있는 시간여유의 연장을 도출할 수 있었다.도출할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.818-823
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• 1998

Three Mile Island Unit-2 (TMI-2)의 사고 후 OECD-NEA 주관의 연구에 의하면 압력용기 하부의 노즐이 국부열점(hot spot) 영역의 경우 거의 압력용기 바닥까지 용융되었음이 조사되었다. [1]. 이러한 재배치된 용융노심의 열속에 의하여 압력용기의 외부와 통하는 penetration tube weld(노즐 용접부)가 파손된다면 내부의 고압상태로 인해 penetration tube ejection 사고 및 이에 따르는 용융노심의 압력용기 외부로의 유출 가능성까지 배제할 수 없을 것이다. 본 연구의 출발점은 중대사고시 이러한 압력 및 열속에 따르는 노즐 용접부의 파손확률을 결정하는데 있다. 크리프 파출시 기존의 해석에서 쓰인 deterministic approach를 개선하여 probabilistic approach를 개발하였다. 또한 기존의 해석에서 쓰인 단순한 안전 여유도(margin-to-failure)의 개념과 비교하여 용접부에서의 파손확률을 계산하였다.

• Journal of the Ergonomics Society of Korea
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• v.20 no.2
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• pp.1-28
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• 2001

This paper deals with the selection of the important Influencing Factors (IFs) under accident management situations in nuclear power plants for use in the assessment of human errors. In order to achieve this goal, we collected two types of IF taxonomies, one is the full set IF list mainly developed for human error analysis. and the other is the IFs for human reliability analysis (HRA) in probabilistic safety assessment (PSA). Five sets of IF taxonomy among the full set IF list and ten sets of IF taxonomy among HRA methodologies were collected in the study. From the review and analysis of BRA IFs, we could obtain some insights for the selection of HRA IFs. By considering the situational characteristics of the accident management domain, candidate IFs are chosen. Finally, those IFs are structured hierarchically to be appropriate for the use in the assessment of human error under accident management situation. Three nuclear accidents such as TMI. Chernobyl and JCO were analysed to validate the proposed taxonomy.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2004.04a
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• pp.1213-1218
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• 2004

Film growth rate of InP and GaAs using TMI, TMG, TBA and TBP is numerically predicted and compared to the experimental results. Obtained results show that the film growth rate is very sensitive to the thermal condition in the reactor. To obtain exact thermal boundary conditions at the reactor walls, we analyzed the gas flow and heat transfer in the reactor including outer tube as well as the inner reactor parts using a full three-dimensional model. The results indicate that the exact thermal boundary conditions are important to get precise film growth rate prediction.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 1999.10a
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• pp.299-307
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• 1999

원자력 발전소 시뮬레이터는 고도의 안전성과 정밀성을 바탕으로 운전원이 실제 상황과 동일한 환경하에서 실습할 수 있도록 모의 훈련장치로서 발전소 운전원 운전능력 배양, 운전절차서 검증 및 개발, 제어기법 사전 점검 및 안전도 분석, 운전방법 개선 등을 가능케 하고 있다. TMI 사고이후 원자력발전소 시뮬레이터의 중요성이 강조되어 운전원 훈련의 필수요건으로 추가되고 있으며, NRC 등에 의해 인허가된 시뮬레이터를 운전원 시험 (RO, SRO 시험)에 사용토록 하고 있다. 우리나라에서는 아직 인허가를 요구하고 있지 않지만 조만간 시뮬레이터에 대한 규제가 예상되고 있다. 그러나 현재 시뮬레이터에 대한 규제요건 분석이 제대로 이루어지지 않고 있는 실정이다. 이를 위해 본 논문에서는 시뮬레이터에 대한 미국 등 외국의 규제 방침, 기준 및 요건 등을 분석하고 있으며, 향후 기존 시뮬레이터 개정 및 신규 시뮬레이터 개발시 규제요건 만족에 상당한 도움을 줄 수 있을 것이다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 1993.07a
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• pp.525-528
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• 1993

KEPCO Research Center is carrying out a simulator(full scope replica type) development project for two nuclear power plants(Kori-2, Younggwang-3,4) and one fossil power plant(Poryong-3,4). In this project, we aim not only the installation of high performance simulators at the power plant sites but also the realization of self reliance of power plant simulation technology in Korea. In the course of preparing procurement specification for the 3 simulators, the present status of power plant simulation technology has been surveyed and is presented in this paper. The fidelity of simulation and the automation of simulation model production has been greatly improved due to the ever increasing computing power of today's workstations. The need and importance of the application of high fidelity simulators to the operator training is refocused since the accident at TMI Nuclear Power Plant, U.S.A.