• 한국전자통신학회논문지
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• 제16권4호
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• pp.653-660
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• 2021

재생에너지 자원은 비용감소, 정부 보조금, 지속가능성 등의 목적에 연계되어 전 세계적으로 전기를 생산하는 설비의 필수적인 영역으로 급속하게 진행되고 있다. 풍력, 태양광 및 부하가 상호작용하여 발생하는 예측오차는 배전계통, 선로 혼잡도, 전압과 무효전력 안정도 여유 등 예기치 않은 심각한 충격을 발생시킬 수가 있다. 이 충격은 전력계통에서 변동성 재생에너지의 보급이 증가함에 따라 더 커질 것이다. 우리나라는 배전선로에 연결될 수 있는 재생에너지의 최대 용량은 송배전용전기설비이용규정에 의해 제한된다. 이 연구는 기존 송전설비의 중대한 설비 개조가 필요하지 않는 배전선로에 대한 연계용량 결정방안을 기술한다. 특히 선로 케이블의 연계용량 기준과 배전선로의 최소부하 계산에 관하여 제안과 검토를 한다.

• 대한조선학회논문집
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• 제28권1호
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• pp.12-18
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• 1991

3차원(次元) 탱크내에서의 유체(流體)의 슬로싱 현상(現象)에 관하여 경계적분법(境界積分法)의 패널 방법(方法)을 이용한 경계치(境界値) 문제해법(問題解法)으로 수치계산(數値計算)하였다. Shinkai는 경계요소(境界要素)의 소오스의 세기가 절점(節点) 사이에서 선형변화(線型變化)하도록 계산하였음에 반하여 본 연구에서는 삼각형(三角形)패널마다 일정(一定)한 세기의 소오스를 분포(分布)시켰다. 각(各) 시간(時間)단계에서의 소오스의 세기는 Green 정리(定理)에 의한 제2종(第2種) Fredbolm적분(積分) 방정식(方程式)을 풀어서 구하며, 시간(時間)이 경과함에 따른 수치 계산과 이에 따른 오차(誤差)의 누적을 피하기 위하여 Adam-Bashforth-Moulton 방법(方法)을 이용하였다. 강제조화(强制調和)동요하는 선박의 구형(球形)탱크가 부분적재(部分積載)된 경우에 대하여 수치(數値)계산한 결과, 자유표면(自由表面)의 높이 계산치(計算値)는 Shinkai의 결과와 비교한 바 비교적 적은 시간동안에는 잘 일치하고 있음을 확인하였다. 본 수치 계산방법(方法)의 정도(精度)를 검토하기 위하여 입력(入力) 및 출력(出力) 에너지가 보존(保存)되는지를 확인하여 보았는데, 시간이 경과되면서 약간의 오차가 있지만 문제의 비선형성(非線型性), 모델의 패널수가 작음을 감안할때는 인정할 만한 정확도(正確度)로 판단된다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제10권12호
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• pp.3748-3754
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• 2009

원자력발전소에서 냉각재상실사고이후 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향에 의한 수두손실 변화를 관찰하기 위하여 시험장치에서 단기살수조건, 장기살수조건, 및 화학적 영향을 주는 물질이 없는 조건에 대해 30일 동안 종합적인 수두손실 시험을 수행하였다. 시험결과는 수두손실이 살수조건에 따라 노출된 화학적 영향을 주는 물질의 양에 크게 의존함을 보였다. 시험종료후 수거된 침전물의 XRD 분석은 침전물이 주로 인산화합물임을 보였다. 수두손실과 용해된 화학종의 비교결과는 화학적 영향을 주는 물질 중에서 Al과 Zn의 부식이 시험 초기에 높은 수두 손실 증가율의 원인이 됨을 보였다. 금속 시편에 부동피막이 형성된 이후에 수두손실 증가율은 감소하지만 지속적으로 수두손실이 증가하는 현상은 NUKON 및 콘크리트에서 침출반응에 의해 발생하는 Si, Mg, 및 Ca이 침전물을 형성하는 반응에 기인함을 보였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제40권9호
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• pp.775-782
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• 2016

본 연구에서는 한국원자력연구원이 개발 중인 소듐 열유동 종합효과 시험장치(STELLA-2)의 주요 배관 계통을 대상으로 고온 설계를 수행하고, 두 가지 설계기술기준에 따라 배관의 건전성 평가를 수행하였다. 배관 설계기술기준으로는 일반 압력배관에 관한 ASME B31.1과 프랑스의 원자력등급 배관 설계기술기준인 RCC-MRx RD-3600을 적용하였으며, 이들 기술기준의 보수성을 정량적으로 비교 및 분석하였다. STELLA-2 소듐시설에서는 모의 잔열제거계통(Model DHRS), 모의 중간열전달계통(Model IHTS) 및 펌프 모의계통(PSLS)에 배관이 설치되는데, 두 설계기술기준을 따라 이들 배관 계통에 대해 건전성 평가를 수행한 결과 설계 건전성이 확인되었으며, 설계 기술기준 간 비교분석 결과 유지하중에 대해서는 ASME B31.1이, 열하중에 대해서는 RCC-MRx RD-3600이 더 보수적인 것으로 평가되었다.

• International Journal of Railway
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• 제2권3호
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• pp.124-126
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• 2009

Energy savings can be achieved with optimum energy consumptions, brake energy regeneration, efficient energy storage (onboard, line side), and primarily with light weight vehicles. Over the last few years, the rolling stock industry has experienced a marked increase in eco-awareness and needs for lower life cycle energy consumption costs. For rolling stock vehicle designers and engineers, weight has always been a critical design parameter. It is often specified directly or indirectly as contractual requirements. These requirements are usually expressed in terms of specified axle load limits, braking deceleration levels and/or demands for optimum energy consumptions. The contractual requirements for lower weights are becoming increasingly more stringent. Light weight vehicles with optimized strength to weight ratios are achievable through proven design processes. The primary driving processes consist of: $\bullet$ material selection to best contribute to the intended functionality and performance $\bullet$ design and design optimization to secure the intended functionality and performance $\bullet$ weight control processes to deliver the intended functionality and performance Aluminium has become the material of choice for modern light weight bodyshells. Steel sub-structures and in particular high strength steels are also used where high strength - high elongation characteristics out way the use of aluminium. With the improved characteristics and responses of composites against tire and smoke, small and large composite materials made components are also found in greater quantities in today's railway vehicles. Full scale hybrid composite rolling stock vehicles are being developed and tested. While an "overdesigned" bodyshell may be deemed as acceptable from a structural point of view, it can, in reality, be a weight saving missed opportunity. The conventional pass/fail structural criteria and existing passenger payload definitions promote conservative designs but they do not necessarily imply optimum lightweight designs. The weight to strength design optimization should be a fundamental design driving factor rather than a feeble post design activity. It should be more than a belated attempt to mitigate against contractual weight penalties. The weight control process must be rigorous, responsible, with achievable goals and above all must be integral to the design process. It should not be a mere tabulation of weights for the sole-purpose of predicting the axle loads and wheel balances compliance. The present paper explores and discusses the topics quoted above with a view to strengthen the recommendations and needs for the weight optimization by design approach as a pro-active design activity for the rolling stock industry at large.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.222-232
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• 1993

원전증기 발생기 수위제어용 두개의 퍼지 알고리듬을 개발하였다. 즉, 증기 및 급수유량사용이 가능한 고출력 경우와 이들의 사용이 불가능한 저출력시등 용도를 분리하여 별도의 알고리듬으로 개발한 것이다. 이들 알고리듬은 고출력시의 경우 PID형태의 제어기로 변환시켰고 저 출력시의 경우 2차함수 형태의 제어기로 변환시켰다. 이들제어기는 한국원자력 연구소 보유 Compact Nuclear Simulator에서 각각 4개의 모의 운전을 통하여 실험하였다. 실험결과, 두 경우 모두 Simulator에서 사용되고 있는 PID제어기에 비하여 약 50%의 제어량으로 수위곡선 및 유량차이의 총 변화량이 절반이하가 되도록 제어가 가능했다. 고출력의 경우, 이는 수위 및 유량등을 입력으로 하는 PI제어기 대신 같은 입력의 PD제어기를 속도 알고리즘으로 사용한 점이 근본적인 차이로 볼 수 있으며 저 출력시의 경우는 수위를 입력으로 하는 PI제어기 대신에 적은 비율의 'I'성분을 포함하는 PID제어기를 사용하였으며 'D'성분입력과 제어기 출력에 각각 평균간을 사용한 것이 주 차이점이라 할 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권2호
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• pp.137-149
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• 1996

본 연구는 불란서 CEA에서 수행한 부분충수 운전 중 잔열제거계통 기능 상실사고 실험인 BETHSY 실험 6.9c를 CATHARE2 코드를 이용하여 분석하였다. BETHSY 6.9c 실험은 잔열제거 계통 기능상 실시 가압기와 중기발생기 출구공동의 Manway를 통해 노심에서 발생한 증기를 제거하여 계통의 가압 정도를 시험한 것이다. 연구의 주요목적은 사고발생시 예상되는 주요 물리적 현상의 이해와 과도기에 영향을 미치는 민감 변수를 확인하고 CATHARE2 코드의 예측능력을 평가하여, 실제원전의 유사사고 해석에 대한 신뢰성을 확보하는 것이다. 연구결과 CATHARE2 코드는 실험을 통해 관측된 주요 물리적 현상들을 타당하게 예측하였으나, 가압기와 밀림관의 DP를 과대 예측하여 원자로 상부공동의 최대압력을 실험보다 약 7kPa 높게 예측하였다. 노심 노출시간도 노심에서 기포율 분포를 비현실적으로 예측하여 실험보다 약 500초 지연되었다. 실험과 코드의 모의결과를 통하여 노심 노출은 중력주입에 의한 냉각수 보충만으로 충분히 회복될 수 있음을 확인하였다. CATHARE2 코드는 비록 상세한 현상들에 대해 다소 불화실성을 내포하였으나, 전반적인 거동분석에는 타당한 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3367-3378
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• 2021

The design phase and safety assessment of Generation IV liquid metal-cooled fast reactors calls for the improvement of fuel pin performance codes, in particular the enhancement of their predictive capabilities towards uranium-plutonium mixed oxide fuels and stainless-steel cladding under irradiation in fast reactor environments. To this end, the current capabilities of fuel performance codes must be critically assessed against experimental data from available irradiation experiments. This work is devoted to the assessment of three European fuel performance codes, namely GERMINAL, MACROS and TRANSURANUS, against the irradiation of two fuel pins selected from the SUPERFACT-1 experimental campaign. The pins are characterized by a low enrichment (~ 2 wt.%) of minor actinides (neptunium and americium) in the fuel, and by plutonium content and cladding material in line with design choices envisaged for liquid metal-cooled Generation IV reactor fuels. The predictions of the codes are compared to several experimental measurements, allowing the identification of the current code capabilities in predicting fuel restructuring, cladding deformation, redistribution of actinides and volatile fission products. The integral assessment against experimental data is complemented by a code-to-code benchmark focused on the evolution of quantities of engineering interest over time. The benchmark analysis points out the differences in the code predictions of fuel central temperature, fuel-cladding gap width, cladding outer radius, pin internal pressure and fission gas release and suggests potential modelling development paths towards an improved description of the fuel pin behaviour in fast reactor irradiation conditions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권4호
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• pp.223-236
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• 1977

가압수형 인자로에 사용되는 이산화우라 핵연료통의 역학적 열적설계 및 성능 분석을 위한 종합적 전산 코드가 개발되었다. PROD 1.0으로 명명된 이 코드에는 연료소자에서 반경 방향으로의 출력 침체, 연료소자의 균열, 고밀화 및 팽창, 핵분열기체의 방출, 피복관의 크립, 냉각수에 의한 열전달 및 부식층의 형성 둥의 제반 현상이 고려되었다. 이 FROD 1.0 코드로써 이차원적 온도 분포, 변형도, 응력 및 피복관 내압 등이 연소시간의 함수로서 적절한 전산 시간이내에 산출된다. 이 코드는 또한 종류가 다른 열중성자로에 쓰이는 산화 연료에도 응용필 수 있다. FROD 1.0의 응용으로서 원자로의 정상가동 상태와 미국 원자력학회 분류의 제 2상태에 해당하는 두 가지의 출력 경로에 더하여, 고리 원자력 발전소 1호기의 초기 노심에 장전된 핵연료봉의 연소특성을 예측하였다. 예측결과는 최종 안전 심사 보고서에 기술된 핵연료봉 설계기준과 비교되었으며 둘 사치의 차이점이 논의되었다.

• Safety and Health at Work
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• 제8권2호
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• pp.189-197
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• 2017

Background: Despite the recent efforts to prevent industrial accidents in the Republic of Korea, the industrial accident rate has not improved much. Industrial safety policies and safety management are also known to be inefficient. This study focused on dynamic characteristics of industrial safety systems and their effects on safety performance in the Republic of Korea. Such dynamic characteristics are particularly important for restructuring of the industrial safety system. Methods: The effects of damping and elastic characteristics of the industrial safety system model on safety performance were examined and feedback control performance was explained in view of cost and benefit. The implications on safety policies of restructuring the industrial safety system were also explored. Results: A strong correlation between the safety budget and the industrial accident rate enabled modeling of an industrial safety system with these variables as the input and the output, respectively. A more effective and efficient industrial safety system could be realized by having weaker elastic characteristics and stronger damping characteristics in it. A substantial decrease in total social cost is expected as the industrial safety system is restructured accordingly. Conclusion: A simple feedback control with proportional-integral action is effective in prevention of industrial accidents. Securing a lower level of elastic industrial accident-driving energy appears to have dominant effects on the control performance compared with the damping effort to dissipate such energy. More attention needs to be directed towards physical and social feedbacks that have prolonged cumulative effects. Suggestions for further improvement of the safety system including physical and social feedbacks are also made.