• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.336-343
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• 1995

적응제어의 한 방식인 자기동조제어(STR) 방식이 비선형 노심 모델의 출력 조정에 적용된다. 적응제어는 비선형, 시변 및 확률(Stochastic) 시스템을 위한 준최적 제어기를 설계하기 위한 적절한 제어 방식이다. 제어계통은 미지의 시변 파라메타를 갖는 3차 선형 모델에 기초한다. 파라메타는 가변 망각계수를 도입한 늑장 최소자승법에 의하여 매시간(Time Step) 순환적으로 평가된다. 평가된 파라메타를 이용하여 한 스텝 먼저 냉자재 평균온도가 예측되고 이 예측된 값과 Setpoint 값과의 차이를 최소화함은 물론, 제어봉의 움직임을 막고자 가중(Weighted) One-step-ahead 제어기가 설계된다. 또한 적분동작이 첨가되어 정상상태 에러가 제거된다. 넓은 운전영역을 포괄하는 비선형 PWR 모델이 원자로 출력 조정을 위한 본 제어기를 시뮬레이션하는데 이용되었다. 시뮬레이션 결과로부터 본 제어기의 성능이 우수한 것으로 판명되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권2호
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• pp.99-110
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• 1989

원자로 지논 농도의 최적 제어는 Linear Quadratic Regulator Problem이다. 지논 농도와 아이오다인 농도는 측정할 수 없기 때문에 최적 제어를 수행하기 위해서는 측정할 수 없는 상태 변수를 예측하는 것이 필요하다. 본 연구에서 사용된 예측방법은 Luenberger Observer를 기초로 했다. 원자로 상태 방정식은 빠른 상태 방정식(중성자 속, 핵연료 및 냉각재 온도)과 느린 상태 방정식(아이오다인, 지논)의 상호작용에 의해 Stiffness 문제가 발생되는데 이러한 시스템을 "Singularly Perturbed System"이라 한다. Stiffness문제를 해결하기 위해서 원 시스템을 느린 시스템과 빠른 시스템의 두 개의 모드로 나누는 Singular Perturbation Method를 사용한다. 예측기Observer를 이용한 원 시스템의 제어기는 느린 시스템과 빠른 시스템에 대한 분리된 예측기와 제어기의 설계에 의해 결정되어진다. 특히 원자로 상태 방정식에서는 빠른 모드는 빨리 사라지게 되므로 단지 느린 시스템에 대해서만 예측기를 설계하면 된다. 컴퓨터시뮬레이션을 통한 시험 결과는 원자로의 지논 진동은 Singular Perturbation Method와 예측기를 이용해서 거의 정확하게 효과적으로 짧은 시간내에 제어할 수 있음을 알았다.수 있음을 알았다.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제4권3호
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• pp.53-61
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• 2001

Vortex type Fluidic Device(FD) which is installed at the bottom of Safety Injection Tank(SIT) controls the discharge flow rate from the tank. In case of loss of coolant accident the injection water flows into primary system in two steps; initial high flow rate for certain period of time and subsequent low flow rate. By two-step control of the discharge flow rate, FD can ensure the effective use of water in the tank. A small-scale FD has been tested to obtain a required flow characteristics maintaining full pressure and height of prototype, which are the major contributing parameters. Through the testing of many different arrangements of internal geometry of FD, most appropriate one was selected and its performance data was obtained. As characteristics of FD, time dependent Euler number, flow rate and pressure are presented and discussed. Also a method to predict the full size FD is presented.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권3호
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• pp.751-757
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• 2016

The present work discusses two different models of boiling water reactor (BWR) bundle to compare the neutronic characteristics of uranium dioxide ($UO_2$) and uranium zirconium hydride ($UZrH_{1.6}$) fuel. Each bundle consists of four assemblies. The BWR assembly fueled with $UO_2$ contains $8{\times}8$ fuel rods while that fueled with $UZrH_{1.6}$ contains $9{\times}9$ fuel rods. The Monte Carlo N-Particle Transport code, based on the Mont Carlo method, is used to design three dimensional models for BWR fuel bundles at typical operating temperatures and pressure conditions. These models are used to determine the multiplication factor, pin-by-pin power distribution, axial power distribution, thermal neutron flux distribution, and axial thermal neutron flux. The moderator and coolant (water) are permitted to boil within the BWR core forming steam bubbles, so it is important to calculate the reactivity effect of voiding at different values. It is found that the hydride fuel bundle design can be simplified by eliminating water rods and replacing the control blade with control rods. $UZrH_{1.6}$ fuel improves the performance of the BWR in different ways such as increasing the energy extracted per fuel assembly, reducing the uranium ore, and reducing the plutonium accumulated in the BWR through burnup.

• 한국자동차공학회논문집
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• 제19권6호
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• pp.61-67
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• 2011

The cooling module needs enough space (or distance) from hood to absorb the energy from any pedestrian collision. Downsized cooling module for pedestrian protection is important to reduce the severity of pedestrian injury. When a vehicle collision happens, the downsized cooling module is required to reduce the risk of injury to the upper legs of adults and the heads of children. In this study, the performance of cooling module to cool the engine was investigated under 25% height reduction. The heat dissipation and pressure drop characteristics have been experimentally studied with the variation of coolant flow rate, air inlet velocity and A/C operation ON/OFF for the downsized cooling module. The results indicated that the cooling performance was about 94% level compared to that of the conventional cooling module. Therefore, we checked that the cooling module had good performance, and expected that the cooling module could meet the same cooling performance as conventional cooling module through optimization of components efficiency.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2016년도 추계학술대회
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• pp.668-669
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• 2016

상용차에 장착된 리타더(retarder)는 상용 브레이크를 보조하는 유압식 브레이크 시스템으로써 운전자의 자동모드 및 수동모드 선택에 의해 작동된다. 리타더 작동에 의해 발생된 열은 리타더 오일에 전달되며 리타더의 냉각기와 차량의 냉각시스템에 의해 열교환이 일어난다. 이때 리타더의 ECU는 자동모드와 수동모드, 리타더 오일/냉각수 온도, 엔진 냉각수 온도, 차량속도 등을 고려하여 제동토크를 조정하는 기능을 수행한다. 본 논문에서는 냉각 시스템 관련 리타더 제어로직 설계와 리타더 제동성능에 따른 시험결과를 제시하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2395-2406
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• 2023

To study the influence of parameter uncertainty in small pressurized water reactor (SPWR) once-through steam generator (OTSG), the nonlinear mathematical model of the SPWR is firstly established. Including the reactor core model, the OTSG model and the pressurizer model. Secondly, a control strategy that both the reactor core coolant average temperature and the secondary-side outlet pressure of the OTSG are constant is adopted. Then, the uncertainty quantification method is established based on Latin hypercube sampling and statistical method. On this basis, the quantitative platform for parameter uncertainty of the OTSG is developed. Finally, taking the uncertainty in primary-side flowrate of the OTSG as an example, the platform application work is carried out under the variable load in SPWR and step disturbance of secondary-side flowrate of the OTSG. The results show that the maximum uncertainty in the critical output parameters is acceptable for SPWR.

• 생물환경조절학회지
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• 제14권1호
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• pp.29-37
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• 2005

본 연구는 온실에서의 제습장치 이용에 관한 기초자료를 제공할 목적으로 지하수를 냉매로 하는 열교환기 방식의 제습장치를 제작하여 제습성능을 시험하고, 포그냉방시스템을 설치한 온실에 적용하여 제습이 증발냉각효율의 향상에 미치는 영향을 분석하였으며, 그 결과를 요약하면 다음과 같다. 제습기 성능실험 결과 지하수를 냉매로 이용할 경우 포그냉방시스템을 적용한 온실의 제습은 충분히 가능한 것으로 확인되었다. 냉방 온실의 기온을 $32^{\circ}C$로 설정할 때 냉매인 지하수의 온도가 $15^{\circ}C$에서 18, 21, $24^{\circ}C$로 높아지면 제습량은 각각 $17.7\%,\;35.4\%,\;52.8\%$ 감소하는 것으로 나타났다. 또한 지하수 유량을 $75\%,\;50\%$로 줄이면 제습량은 각각 $12.1\%,\; 30.5\%$ 감소하는 것으로 나타났다. 이러한 결과로 미루어 볼 때 지하수를 이용한 제습기의 설계에 있어서 이용 가능한 유량과 온도가 중요한 인자임을 알 수 있다. 포그냉방 온실에 제습기를 설치함으로서 뚜렷한 냉방효율 개선을 확인할 수 있었다. 환기율 0.7 회${\cdot}min^{-1}$정도의 자연환기 상태에서 포.1냉방 온실의 환기에 의한 제습율은 53.9%~74.4%였으며, 제습기를 가동할 경우 75.4~95.9까지 높아졌다. 제습기 설계유량과 $18^{\circ}C$의 지하수를 사용할 경우 0.36회 ${\cdot}min^{-1}$ 정도의 환기율에서도 포그시스템 작동으로 인하여 발생하는 분무량을 완전히 제거할 수 있는 것으로 분석되었다. 따라서 제습기를 이용하여 자연환기 온실에서의 포그 냉방 효율을 충분히 높힐 수 있을 것으로 판단되었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제36권12호
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• pp.1185-1192
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• 2012

차량용 연료전지는 내연기관보다 운전 온도가 낮아 냉각수의 온도를 낮게 관리해야 하며, 이러한 냉각수 온도는 대기와의 온도차가 내연기관보다 작아 고성능 방열판 및 열관리계가 요구된다. 이러한 차량용 연료전지 열 관리계는 특히 연료전지 운전 온도 및 스택 내 온도분포를 결정하는 중요한 구성품이다. 본 연구에서는 차량용 연료전지 열 관리계 모델을 Matlab/$Simulink^{(R)}$ 환경 하에 개발하였으며, 기본 설계에 적용이 가능하도록 방열판 상세 모델을 개발하고 열 관리계는 팬, 모터, 방열판 그리고 냉각수 펌프로 구성하였다. 팬과 펌프는 경험식을 이용해 모델을 개발하였으며 모터 동특성을 고려하였다. 두 구성품은 연료전지의 입구와 출구 온도를 추출해 정해진 지령을 수령하도록 제어 하였다. 본 연구에는 연료전지 차량에 적합한 방열기 설계를 위해 방열기 특성을 확인하고, 이를 연료전지 시스템과 통합운전하면서, 연료전지 운전제어에 적절한 지 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권1호
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• pp.1-7
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• 2009

본 논문은 국내에서 가동되고 있는 3개 로형의 원자로 냉각재로부터 유기 및 무기 $^{14}C$의 특성을 평가하는데 초점을 맞추었다. 주목적은 국내 원전 부지에서 환경으로 방출되는 $^{14}C$에 대한 신뢰할 만 한 특성을 평가하는데 있다. $^{14}C$는 방사성핵종 인벤토리 중 가장 중요한 핵종중의 하나로서 처분장에서의 방출 시나리오에서 가장 중요한 선량 기여 핵종중의 하나이다. $^{14}C$는 반감기가 5,730 년인 순수 베타방출체로써 환경으로의 이동성이 높을 뿐 아니라 생물학적인 유용성이 높다. 최근의 연구결과에 의하면, 유기화합물 형태의 $^{14}C$는 환원환경 하에서 원자로 냉각재내에서 주종을 이루고 있는 것으로 밝혀졌으며 그 외의 유기화합물인 formaldehyde, formic acid 및 acetate도 함께 형성되는 것으로 알려졌다. 그러나 정지화학 처 리 기간인 산성 산화환경 하에서는 산화성 탄소형태로 바뀌면서 $^{14}CO_2$나 $H^{14}CO_3^-$형으로 바뀌어 지는 것으로 나타났다. 본 연구에서는 원자력발전소의 다양한 처리계통의 시료에 대해 유기 및 무기화학형의 $^{14}C$ 농도를 측정, 평가하였다 원자로 계통 내에서의 $^{14}C$ 인벤토리는 약 3.1 GBq/kg로 나타났으며 냉각재 계통 내에서는 주로 유기화학형 이 주종을 이루고 있었으며 무기화학형은 10% 이내인 것으로 나타났다 용액중의 $^{14}C$ 측정은 기상과 액상으로 분리하여 분석하였다. 정상 운전 중에는 유기화학형의 $^{14}C$가 주종을 이루고 있지만 발전소의 배기구를 통해 방출되는 $^{14}C$의 화학형은 온도, pH, 체적제어탱크의 방출 및 정지화학 처리에 따라 화학형이 달라지고 있는 것으로 나타났다.