Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference (한국원자력학회:학술대회논문집)
- Semi Annual
1996.05a
-
이 논문에서는 육방형 노심 해석용으로 제작된 코드인 HEXFEM의 연소계산 결과의 정확성을 VVER-1000 연소계산 벤치마크 문제를 통하여 검증하였으며 집합체내 연소도 구배효과에 따른 오차를 분석하였다. 집합체내 연소도 구배효과를 고려했을 때 집합체내 균일한 연소도를 가정했을 때보다 오차가 현저히 감소하였으며 Cubic Option의 결과는 제어봉이 삽입된 1주기초(BOC1 ARI), 1주기초(BOC1), 1주기말(EOC1), 2주기초(BOC2)에 대해 집합체별 상대출력 오차가 최대 0,4%로 매우 정확한 결과를 얻었고 Quadratic Option외 결과도 최대 2.0%로 비교적 정확한 결과를 얻었다.
-
KAERI has recently developed the nuclear design code MASTER for the application to reactor physics analyses for pressurized water reactors. Its neutronics model solves the space-time dependent neutron diffusion equations with the advanced nodal methods. The major calculation categories of MASTER consist of microscopic depletion, steady-state and transient solution, xenon dynamics, adjoint solution and pin power and burnup reconstruction. The MASTER validation analyses, which are in progress aiming to submit the Uncertainty Topical Report to KINS in the first half of 1996, include global reactivity calculations and detailed pin-by-pin power distributions as well as in-core detector reaction rate calculations. The objective of this paper is to give an overall description of the CASMO/MASTER code system whose verification results are in details presented in the separate papers.
-
A transport theory code CRX-Hex based on characteristic methods with a general geometric tracking routine is developed for the heterogeneous hexagonal geometry. With the general geometric tracking routine, the formulation of the characteristic method is not changed. To test the code, it was applied to two benchmark problems which consist of complex meshes and compared with other codes (HELIOS, TWOHEX).
-
A consistent general order nodal method for solving the 3-D neutron diffusion equation in (x-y-z) geometry has ben derived by using a weighted integral technique and expanding the spatial variables by the Legendre orthogonal series function. The equation set derived can be converted into any order nodal schemes. It forms a compact system for general order of nodal moments. The method utilizes the analytic solutions of the transverse-integrated quasi -one dimensional equations and a consistent expansion for the spatial variables so that it renders the use of an approximation for the transverse leakages no necessary. Thus, we can expect extremely accurate solutions and the solution would converge exactly when the mesh width is decreased or the approximation order is increased since the equation set is consistent mathematically.
-
A new concept of equivalent homogenization is proposed. The concept employs new set of homogenized parameters: homogenized cross sections (XS) and interface matrix (IM), which relates partial currents at the celt interfaces. The idea of interface matrix generalizes the idea of discontinuity factors (DFs), proposed and developed by K.Koebke and K.Smith. The method of K.Smith can be simulated within framework of new method, while the new method approximates heterogeneous cell better in case of the steep flux gradients at the cell interfaces. The attractive shapes of new concept are: improved accuracy, simplicity of incorporation in the existing codes, equal numerical expenses in comparison to the K.Smith's approach. The new concept is useful for: (a) explicit reflector/baffle simulation; (b) control blades simulation; (c) mixed UO2/MOX core simulation, The offered model has been incorporated in the finite difference code and in the nodal code PANBOX. The numerical results show good accuracy of core calculations and insensitivity of homogenized parameters with respect to in- core conditions.
-
In this study we calculate the infite multiplication factors (
$k_{\infty}$ ) and the Doppler temperature coefficients (DTC) of two mixed-oxide (MOX) fuel rods with different plutonium contents by using PHOENIX-P, HELIOS and CASMO-3 codes. The results were compared against the reference values obtained by MCNP-3A continuous-energy Monte Carlo code. The purpose of this study is to benchmark the accuracy of these lattice codes. The PHOENIX-P's Doppler coefficients calculated were in good agreement with the MCNP results within the Monte-Carlo uncertainty band which is in the order of$\pm$ 10% for the Doppler coefficients.. -
The coolant void reactivity is positive for CANDU reactor loaded with DUPIC fuel which has more fissile content compared to natural uranium. A parametric study was done to reduce the void reactivity of the fuel bundle and loss in discharge burnup was estimated. It is observed that the burnable absorbers like gadolinium, boron, europium are not able to keep the reduction in void reactivity uniform throughout fuel burnup. Dysprosium and erbium can keep the void reactivity reduction uniform throughout. fuel burnup but toss in discharge burnup for erbium case is more compared to that of dysprosium case.
-
This paper is devoted to evaluating the accuracy of general 2D geometric transport code, HELIOS, and determining the order of merit in modeling for some important HELIOS input parameters. Benchmark test for 12 critical lattices show that HELIOS predicts criticality accurately within experimental uncertainties, showing only 250 pcm overestimation with a standard deviation of 450 pcm. The sensitivity test suggest that current coupling order, neutron group library, geometrical modeling, and resonance options must be considered carefully to obtain accurate results. Especially, current coupling order and sub-rings in fuel regions turn out to be most critical in HELIOS modeling. For MOX loaded cores, it is additionally necessary to pay attention to the resonance option and the validity of small group neutron library.
-
원자로 vessel 수명에 영향을 미치는 fluence를 감소시키는 방안을 고리 1호기에 대하여 검토하였다. 적용 방법은 하드웨어 변경과 향상된 설계 방법론 적용등으로 확보한 열적여유도를 정량화하고, 이를 설계상의 F
$_{{\Delta}H}$ 제한치 상향조정에 활용하여 상대적으로 저누출 장전모형을 선정하므로써 vessel fluence를 줄이도록 하였다. 분석 결과, 적절한 열적여유도를 보유하고도 F$_{{\Delta}H}$ 제한치를 7% 정도 높일 수 있는 것으로 밝혀졌으며, 이렇게 상향 조정된 제한치를 사용할 경우 핵연료 이용율 향상과 함께 vessel fluence의 감소 효과를 얻어 vessel의 수명 연장에 도움을 줄 수 있는 것으로 밝혀졌다. -
현재의 원전 운용은 연료주기 비용을 최소화하여 경제성을 향상시키는 것이 세계적인 추세이다. 따라서 영광 3, 4호기 이후의 국내 원전 건설의 대부분이 될 한국 표준형 원전을 대상으로 하여, 현재 개발 중이거나 이미 실용화된 개량 원전 연료의 특성을 적용하여 실제 노심해석을 수행하고. 이에 따른 경제성 분석을 수행하였다. 노심해석은 현재의 영광 3, 4호기에 장전된 CE형 연료 및 장주기용 개량연료를 초기노심 및 평형 노심에 각각 장전하는 경우에 대하여 수행하였다. 가연성 흡수체는 현재 사용중인 Gadolinia 및 Integral Fuel Burnable Absorber(IFBA) 가연성 흡수체를 사용하여 분석하였다. 그 결과 현재의 CE형 연료에서 사용하는 0.382" 연료봉보다 0.374"의 연료봉이 중성자 경제성 측면에서 유리하며, Gadolinia보다 IFBA가 반경방향 첨두출력 계수의 제어를 쉽게할 수 있슴이 밝혀졌다. 그 외에 열적 여유도 증진을 위한 유량 혼합 날개의 채용과 고연소도를 위한 새로운 피복관 재료의 사용이 요청된다. 이상과 같은 결과는 향후 표준형 원전의 장주기용 개량연료를 위한 개발 방향으로 제시될 수 있다. 제시될 수 있다.
-
국내 가동중원전의 노물리 시험중 제어봉제어능 측정시 적용되는 측정방법들에 대해 실제 측정결과를 이용해서 통계적 분석 및 추론을 수행하였다. 1988년부터 현재까지 약 8년간 모든 발전소에서 행한 측정결과에 대해 통계적 분석 및 주요 시험변수들과의 상관관계를 분석한 결과, 다음과 같은 결론이 도출되었다. 제어봉 제어능 측정결과는 전반적으로 측정치가 예측치에 비해 작은 경향을 보이고 있다. 붕산희석법은 측정오차가 가장 작았고 임의성을 가지며, 노심의 붕산농도와 상관관계가 있다. Framatome방식의 제어봉교환법은 비교적 측정오차가 크나, 시험변수들과의 상관 관계는 가장 미약하다. CE 방식의 제어봉교환법은 Swap 방법 중에는 측정오차가 가장 작고 임의성이 있으나, 붕산농도 및 기준제어군 제어능 측정오차의 크기와 강한 상관관계를 갖는다. Westinghouse 방식의 제어봉교환법은 가장 측정오차가 크며 대부분의 측정결과에서 측정치가 작게 편향되어 있다. 그리고 시험제어군의 제어능이 작을수록 측정오차가 커지는 강한 상관관계가 있으며, 기준제어군 제어능 측정오차의 크기와도 상관관계가 있다.
-
The initial condition should be consistent with real reactor core state for the simulation of the core transient. The initial xenon distribution, which cad not be measured in the core, has a significant effect on the transient with xenon dynamics of PWR. In the simulation of the transient stating from non-equilibrium xenon state, the accurate initialization of the non-equilibrium xenon distribution is essential to predict the core transient behavior. In this study, the xenon initialization method to predict the core transient more accurately was developed through the first-order perturbation theory of the relationship between simulated power and measured power distribution and verified by the application of the simulation for a startup test of Yonggwang Unit 3.
-
최근 열중성자 산란법칙 라이브러리 ENDF/B-VI Release-2가 제공된 바 있다. 여기에는 경수내 수소와 흑연내 탄소에 대한 산란법칙이 포함되어 있어, 이를 경수격자인 TRX와 BAPL로 WIMS 계산을 통하여 검증하였다. 온도에 따른 변화를 검증하기 위해 가압경수로와 흑연감속 기체냉각로의 단위격자에 대한 WIMS계산을 수행하였다. WIMS 라이브러리 생산에 Release-1, Release-2 및 자유기체모델을 이용하여 상대적 차이를 검증한 결과 Release-2는 대체적으로 Release-1보다 개선되었으나, 그 개선의 정도는 현저하지 않음을 보이 주고 있다.
-
가압경수로심의 주기별 장전 모형을 사용자 정의 환경에 의해 시뮬레이션 함으로써 적절한 장전 모델을 결정할 수 있도록 시뮬레이터(Win-Scope)를 개발 하였다. Win-Scope는 ZION 발전로에 의해 검증되었다. 고리 1호기 원자로에 적용하여 고리 운전기록과 비교한 결과 출력 분포는 로심 중앙 부분은 대체로 근접 하였으나, 로심 외각 부근에서는 비교적 차이가 크게 나타났다.
-
600MWe급 상업용 가압경수로의 무붕산운전 가능성을 핵설계 측면에서 검토하였다. 기본 원자로 핵연료 형태는 AP600 기준으로 무붕산 노심이 가능하도록 핵연료 농축도, BP 재질/갯수/위치/농도, 제어봉의 재질/위치/갯수등의 설계 변수등을 변화시켰다. 핵연료 농축도는 1.95w/o, 2.9w/o, 3.5w/o를 사용하였으며, BP의 갯수는 8에서 24개까지 사용하였으며, 재질은 Gd
$_2$ O$_3$ , 농도는 축방향 출력분포를 평탄화 시키기 위하여 10w/o-14w/o를 사용하였다. 제어봉 설계에서 재질은 경제적이며, 제어봉가가 큰 B$_4$ C를 사용하였으며, 반응도 제어에는 weak 제어봉을 사용하여 출력분포에 대한 영향을 최소화 하도록 설계하였다. 또한 출력분포제어에는 독립적으로 작동되는 고반응도가의 제어봉을 설정하여 노심 상부에서 동작하게 함으로써 반응도에 미치는 영향이 적도록 설계하였다. 설계 결과 아직 안전성 확보 여부에 대한 연구가 수행되지 않은 상태이나 주기초에서 주기말까지 잉여반응도를 1% 미만으로 유지하고, 축방향 BP zoning이 이루어지면 현재의 상업용 원자로에도 무붕산 운전이 가능할 것으로 판단된다. 또한 주기초 A.O.가 -14%, 제어봉의 삽입과 인출에 따른 국부 첨두치가 2.16으로 나타나 안전성 확보에도 큰 어려움은 없을 것으로 생각된다. -
신형경수로의 대안으로서 가압경수로의 단점을 보완하고, 가압중수로의 장점을 채택한 중수감속 경수로의 핵적 개념설계를 제안하였다. 냉각재와 감속재가 서로 다른 채넬을 통해 흐르는 기존 가압중수로의 Pressure-Tube 설계의 장점을 채택하여, 냉각재는 경수를 감속재는 중수를 사용하는 중수감속 가압경수로(DPWR, Deuterium-moderated PWR)의 설계 타당성을 검토하였다. 기본적으로 CANDU의 system설계를 Proven Technology로서 가능한 많이 채택하고, CANFLEX 핵연료 설계도 기존 연구 결과로서 최대한 활용하였다. 월성 2,3,4호기 FSAR의 사양을 그대로 사용하여 기존 중수로의 37봉 핵연료 다발을 6
$\times$ 6 직각 배열 등가 핵연료집합체로 재구성한 후, SEU$UO_2$ 핵연료에 대해 HELIOS코드를 사용하여 핵적 특성을 검토하였다. 냉각재 온도계수가 음의 안전성을 갖고 있으며, 기존 중수로보다 연소도가 훨씬 큰 원자로가 설계될 수 있음을 확인하였다. 또한 발전소 이용률의 증대, 사용후 핵연료 발생량의 감소를 기대할 수 있었다. -
원전의 상용 부하추종운전 능력을 위한 노심 제어기법인 Mode K를 개발하고, 이를 차세대원전의 제1주기 주기초에 적용하여 일일 부하추종운전을 수행할 때의 노심 거동을 ONED94 전산코드로 모사 계산하였다. 계산 결과, 단순하면서도 유연한 형태의 붕산 농도 변화를 수용하면서 제어봉으로 출력분포 및 반응도를 동시에 제어하는 Mode K 제어 논리가 잘 작동하였으며, PbXb운전에 비하여 액체 폐기물 생성량이 30%까지 감소하였다.
-
최근 고리원자력 4호기 압력용기에 대한 제 3차 감시시험
$^{(1)}$ 이 수행되었고 그 과정 중 측정된 시편에서의 반응률을 근거로 선량분석을 수행하였다. ENDF/B-VI를 근거로 만들어진BUGLE93$^{(2)}$ 라이브러리를 사용하여 각분할코드인 DORT version 2.7.3$^{(3)}$ 를 이용한 forward 및 adjoint 수송 계산 결과와 측정된 반응률을 결합하여 고리 4호기 원자로의 감시시편 X를 대상으로 1 MeV이상의 중성자속, 0.1 MeV 이상의 중성자속 및 dpa(displacement per atom)를 계산하여 측정치와 계산치를 비교하였다. -
An analytic nodal expansion method has been derived for the multigroup neutron diffusion equation in 2-D cylindrical(R-Z) coordinate. In this method we used the second order Legendre polynomials for source, and transverse leakage, and then the diffusion eqaution was solved analytically. This formalism has been applied to 2-D LWR model.
$textsc{k}$ $_{eff}$ , power distribution, and computing time have been compared with those of ADEP code(finite difference method). The benchmark showed that the analytic nodal expansion method in R-Z coordinate has good accuracy and quite faster than the finite difference method. This is another merit of using R-Z coordinate in that the transverse integration over surfaces is better than the linear integration over length. This makes the discontinuity factor useless.s. -
A new general high order consistent nodal method for solving the 3-D multigroup neutron kinetic equations in (x-y-z) geometry has been derived by expending the flux in a multiple polynomial series for the space variables by without the quadratic fit approximations of the transverse leakage and for the time variable and using a weighted-integral technique. The derived equation set is consistent mathematically, and therefore, we can expect very accurate solutions and less computing time since we can use coarse meshes in time variable as well as in spatial variables and the solution would converge exactly in fine mesh limit.
-
The analytic function expansion nodal (AFEN) method has been successfully applied to two-group neutron diffusion problems. In this paper, the AFEN method is extended to solve general multigroup equations for any type of geometries. Also, a suite of new nodal codes based on the extended AFEN theory is developed for hexagonal-z geometry and applied to several benchmark problems. Numerical results obtained attest to their accuracy and applicability to practical problems.
-
In this paper, an effective method for resolving difficulty resulting from the heterogeneity of the PWR baffle/reflector region is developed on the basis of the AFEN method. The essential difference of the new method from the conventional approach based on the equivalence theory is that the heterogeneous baffle/reflector is directly, without homogenization, considered as a node in nodal calculation Numerical results show that AFEN method with the new method can accurately predict both the multiplication factor and the power distribution of thermal reactors with baffle explicitly modeled.
-
A novel nodal method is developed for the two-dimensional multi-group diffusion equations based on the Spectral-Galerkin approach. In this study, the nodal diffusion equations with Robin boundary condition are reformulated in a weak (variational) form, which is then approximated spatially by choosing appropriate basis functions. For the nodal coupling relations between the neighbouring nodes, the continuity conditions of partial currents are utilized. The resulting discrete systems with sparse structured matrices are solved by the Preconditioned Conjugate Gradient Method (PCG) and sweeping technique. The method is validated on two test problems.
-
Simulations of Wolsong-1 Phase-B commissioning measurements have been performed, as part of the program to validate WIMS-AECL lattice cell calculations for application to CANDU reactor simulations in RFSP. A required component of these simulations is the calculation of incremental cross sections representing reactivity control devices in the reactor. The incremental cross section properties of the Wolsong-1 adjusters, Mechanical Control Absorbers (MCA) and liquid Zone Control Units (ZCU) are based on the WIMS-AECL/MULTICELL modelling methods and the results are compared with those of WIMS-AECL/DRAGON-2 modelling methods.
-
본 연구에서는 DUPIC 핵연료 주기개발이 상업화 됨을 전재로 하였을때 핵연료 제조 공정에 대하여 핵임계 해석을 수행하였다. 계산 과정은 PWR 핵연료봉을 해체하는 공정과 분말을 취급하는 공정으로 나누었으며, 이중 우발성의 원리를 기초하여 가상 사고 조건을 고려하였다. 핵임계 해석의 결과, DUPIC 핵연료 제조 공정에서는 특별한 가상조건을 제외하고는 핵임계의 위험은 없는 것으로 나타났다.
-
특정한 방향성분에 대한 방향중성자속을 정의하는 방향차분 수송 방정식(discrete ordinates or S
$_{N}$ transport equation)과 달리 방향변수를 구분된 방향영역에 대하여 적분하고, 해당 방향영역 내에서의 방향중성자속이 일정하다고 가정하는 영역상수법(piecewise constant method)을 이용하여 유사방향차분방정식(discrete ordinates-like equation)을 유도하여, 이를 Boltzmann 수송식과 2계 우성수송식(even-parity transport equation)에 적용하여 기존의 방향차분법의 단점인 광첨두현상(ray effects)을 감소시키고, 우성수송식의 교차미분항을 제거한 단순우성방정식(simplified even-parity equation)을 사용하여 광첨두현상을 제거하였다. 이는 단순우성방정식의 또 다른 장점을 제시한다. -
Power density distribution and criticality of a pressurized water reactor are calculated with a Monte Carlo calculation using the MCNP code. The MCNP model is based on one-eighth core symmetry. Individual fuel assemblies are modeled with fullscope three dimensional description except grid spacer. The fuel rod is divided into eight axial segments. Core internals above and below the active fuel region is represented as coolant. After 400 cycle calculations, the system converges to a k value of 1.09151
$\pm$ 0.00066. Fission reaction rate in each rod is also calculated to use as the source term in pressure vessel fluence calculation. -
RFSP is a computer program to do fuel management calculations for CANDU reactors. Its main function is to calculate neutron flux and power distributions using two-energy-group, three dimensional neutron diffusion theory. However, up to now the treatment has not been true two-group but actually "one-and-half groups". In other words, the previous (1.5-group) version of RFSP lumps the fast fission term into the thermal fission term. This is based on the POWDERPUFS-V Westcott convention. Also, there is no up-scattering term or bundle power over cell flux (H1 factor) for the fast group. While POWDERPUFS-V provides only 1.5 group properties, true two-group cross sections for the design and analysis of CAUDU reactors can be obtained from WIMS-AECL. To treat the full two-group properties, the previous RFSP version was modified by adding the fast fission, up-scatter terms, and H1 factor. This two-group version of RFSP is a convenient tool to accept lattice properties from any advanced lattice code (e.g. WIMS-AECL DRAGON, HELIOS...) and to apply to advanced fuel cycles. In this study, the modification to implement the true two-group treatment was performed only in the subroutines of the *SIMULATE module of RFSP. This module is the appropriate one to modify first, since it is used for the tracking of reactor operating histories. The modified two-group RFSP was evaluated with true two-group cross sections from WIMS-AECL. Some tests were performed to verify the modified two-group RFSP and to evaluate the effects of fast fission and up-scatter for three core conditions and four cases corresponding to each condition. The comparisons show that the two-group results are quite reasonable and serve as a verification of the modifications made to RFSP. To assess the long-term impact of the full 2-group treatment, it is necessary to simulate a long period (several months) of reactor history. It will also be necessary to implement the full two-group treatment of reactivity devices and assess the reactivity-device worths.ce worths.
-
이 논문에서는 Gadolinia, Erbia, IFBA를 비교평가 대상 독물질로 선정하여, 영광 3/4호기 노심을 대상으로 주기길이별 독봉장전노심을 구성하여 노심핵특성인자들을 비교평가하였다. 주기길이측면에서 Gd 장전노심과 IFBA 장전노심이 비슷하게 예측되었으며 Erbia 장전노심이 약 10∼13일 정도 작게 예측되었다. 냉각재 온도계수 측면에서는 Erbia 장전노심의 타 독물질 장전노심에 비해 우수하게 평가되었다. 최대 Fr 인자 측면에서는 Erbia 장전노심과 IFBA 장전노심이 거의 비슷한 수준에서 우수하게 평가되었으며 Gd 장전노심은 이 측면에서 취약한 것으로 평가되었다.
-
In the detail reaction-rate measurements in a critical assembly using the foil activation method, the measured activations of detector foils have inevitably errors caused by detector foil self-shielding effect. If neutron flux could be approximated to Westcott flux: i.e. well thermalized Maxwellian distribution, these activations of detector foil could be corrected to represent the unperturbated flux at any detected position in the cell with using Westcott option and reaction-rate option of the lattice code, WIMS-AECL. These calculated detector material self-shielding correction factors of the tested fuel, CANFLEX provided much information about neutron spectrum of test lattice cell as well as the correction factors themselves. The results could be verified by another lattice calculations.
-
국내 1000 MWe급 발전소인 영광 3,4호기는 현재 표준주기 (12개월 주기)로 운전되고 있으나 향후 18개월 장주기 운전을 계획하고 있다. 본 연구에서는 영광 3,4호기의 교체노심을 대상으로 표준주기와 장주기에 대한 장기 핵연료관리계획을 수립하고 이들 평형노심에 대하여 핵연료주기비와 발전원가를 중심으로 경제성 분석을 수행하여 상호 비교하였다. 18개월 장주기로 운전할 경우 표준주기에 비하여 핵연료주기비는 약 7% 증가하나 약 4%의 발전소 이용율 향상에 따라 고정비가 약 5% 절감되어 총 발전원가를 약 4% (연간 약 99 억원) 절감할 수 있는 것으로 평가되었다. 또한 선형반응도 모델을 이용하여 핵연료 이용도(Fuel Utilization Curve)를 만들어 발전원가에 영향을 미치는 교체 신연료의 다발수, 농축도, 주기길이, 발전소 평균 부하율 및 재장전 보수기간의 변화에 따른 발전원가의 민감도 분석을 수행하였다.
-
가압 경수로의 노심설계에 있어서 제한된 우라늄 자원의 효율적인 이용을 위한 다양한 방안으로 장주기 운전, 고 방출연소도 및 저누출 장전모형 등을 강구하고 있는 추세이다. 이러한 노심들은 원자로 운전주기 전반에 걸친 공간적 출력 분포 제어와 잉여반응도 제어를 위해 가연성 흡수봉을 사용하고 있으며 이와 관련 하여 가연성 흡수봉에 대한 전략등이 다 각도로 검토되고 있으며 다양한 노심에 대한 최적의 가연성 흡수봉 혹은 그 전략에 대해 많은 연구가 진행되고 있다. 본 연구에서는 웨스팅하우스형 3-Loop 발전소에 대해, 장주기 (18 개월-480 EFPD), 저누출 장전 모형 전략을 채용하여, Er
$_2$ O$_3$ , Gd$_2$ O$_3$ , ZrB$_2$ 의 일체형 가연성 흡수봉에 대한 노심특성 및 경제성을 평형노심개념을 적용, KNFC가 노심설계에 사용하고 있는 APA(ALPHA/PHOENIX-P/ANC) 8.0.0 코드 체계를 이용하여 평가하였다. 노심특성에 대해서는 감속재 온도계수, 첨두출력인자, 잔존흡수봉효과 및 노심 연소거동에 대한 평가가 수행되었고, 동일한 주기길이(480 EFPD) 에 대한 우라늄 적재량에 대해 원광비, 변환비, 농축비, 가공비 그리고 이자율 등을 고려하여 핵주기 경제성 평가 코드인 POCO 코드를 이용하여 경제성을 평가하였다. -
노심설계에서 현재 사용되는 일체형 가연성 흡수봉인 Gd, ZrB
$_2$ 그리고 Er의 한국표준형 원전 노심 설계에의 타당성을 노심 F$\Delta$ H 제어, 저누출 장전모형 설계, 농축도/주기길이 그리고 주기말의 잔존 페널티 등의 측면에서 분석하였다. 초기노심의 경우는 영광 3호기 1주기 장전모형에 동일 연료집합체를 사용한 Gd/ZrB$_2$ /Er의 경우와 ZrB$_2$ /Er 최적장전모형에 동일 연료집합체를 사용한 경우에 대하여 분석하였다. 평형노심은 Gd/ZrB$_2$ /Er 모두 동일한 장전모형을 사용한 18개월 주기길이의 노심에 대하여 동일한 농축도에서의 주기길이차이와 동등 주기길이를 내는데 필요한 농축도 요구량에 대하여 분석하였다. 초기노심 평형노심 모두 F$\Delta$ H 제어에는 ZrB$_2$ /Er가 Gd보다 유리하였으며, 저누출 장전모형의 설계에도 ZrB$_2$ 와 Er가 Gd보다 유리하였다. 평형노심에서 동일한 주기길이를 내는데 요구되는 농축도는 ZrB$_2$ 에 비하여 Er는 0.182 w/o Gd는 0.063 w/o 높게 나타났으며 동일 농축도를 사용할 경우 주기길이는 ZrB$_2$ 에 비하여 Gd는 165 MWD/MTU 그리고 Er은 575 MWD/MTU가 짧게 나타났다. 따라서, F$\Delta$ H 제어와 저누출 장전모형은 설계에는 ZrB$_2$ 와 Er가 Gd보다 유리하였으나 Er의 경우 주기말에서의 잔존 페널티가 매우 크다는 단점이 있다. -
A three-dimensional reactor core simulation code, MASTER has been developed as a part of ADONIS which is the Korean core design package in KAERI. CASMO-3 is used as a precedent lattice code for two-group microscopic cross section and heterogeneous formfunctions. The pin power reconstruction capability of CASMO-3/MASTER was evaluated for a validation and verification Five B&W critical experiments were selected as benchmark problems. These problems included two experiments for CE-type and three for WH-type fuel assemblies. Two of them contained gadolinia rods as burnable absorber. Comparison of the calculated pin power distributions with the measured ones demonstrate that CASMO-3/MASTER can predict the pin power distribution as well as CASMO-3/SIMULATE-3.
-
The xenon dynamics module in the nuclear design code MASTER was verified through a simulation calculation. The simulation result shows that the xenon dynamics module in MASTER can trace and predict xenon behavior with accuracy under any core transient state and therefore can simulate load follow operations.
-
최근, 한국원자력연구소에서 개발된 3차원 노심 거동분석 코드인 MASTER
$^{[1]}$ 는 노심의 정상 및 과도상태에서 기존의 다른 코드와 비교해서, 보다 정확하면서 빠르게 노심 분석을 할 수 있다. 특히, 노심의 과도상태에서의 해석을 위해서는 간단한 입력체계와 신뢰할 수 있는 결과가 기대되었는데, 기존의 CE사와 KWU사의 코드체계인 ROCS/HERMITE및 MEDIUM/PANBOX는 과도상태에서의 노심 분석을 위해 1차원 및 3차원 과도해석 코드와의 연계로 인한, 부수적인 입력작성 및 정확도를 유지하기 위한 많은 Tuning 작업이 요구되나 MASTER 코드는 정상 및 과도상태에서의 노심 분석을 동시에 할 수 있어, 적은 노력으로 정확한 계산결과를 기대할 수 있다. 그래서, 과도상태에서 MASTER 코드의 신뢰성을 검증하기 위하여 IAEA Benchmark 계산 및 영광1호기의 5주기 노심을 대상으로 RIA(Reactivity Induced Accident) 분석을 수행하였다. 본 연구에서는, 미임계 노심에서의 Bank Withdrawal 사고와 전출력 및 영출력에서의 Rod Ejection 사고를 대표적인 RIA사고로서 연구를 수행하였으며, 그 결과를 기존 KWU사 코드인 PANBOX로 수행된 NSAR(Nuclear Safety Analysis Report)$^{[2]}$ 의 결과와 비교하였다. 결과에 의하면, MASTER 코드는 그 정확도를 충분히 신뢰할 수 있으며, NSAR 분석 시에 사용된 군정수, 코드의 해석 방법론 및 초기조건의 불 일치성으로부터 기인된 약간의 차이 외에는 PANBOX의 계산결과와 유사하였다. -
Uncertainties in core neutronic calculations of CASMO-3/MASTER, which is a KAERI developed core nuclear design code system, were evaluated via comparisons with measured data. Comparisons were performed with plant measurement data from one Westinghouse type and one ABB-CE type plant and two Korean standard type plants. The CASMO-3/MASTER capability and levels of accuracy are concluded to be sufficient for the neutronics design including safety related parameters related with reactivity, power distributions, temperature and power coefficients, inverse boron worth and control bank worth.
-
일반화된 다군의 material 단면적 라이브러리 형식인 MATXS와 이를 각종 수송계산 코드에 적용할 수 있도록 하는 TRANSX 코드 체제를 소개하고 그 유용성을 검토하였다. 이를 위해 ENDF/B-VI.2를 이용하여 열 및 고속 임계노심 해석을 위한 각각의 라이브러리를 생산하고, 수송계산 코드인 ONEDANT를 이용하여 검증계산을 수행하였다. 열중성자 임계노심 해석결과 유효증배계수에서 약 0.3% 내외로 실험치에 근사한 결과를 얻었으며, 고속임계노심에서도 임계도 및 중심반응율비 결과가 실험치에 접근하고 있다.
-
The characteristics of adjuster rods have been studied for the application to DUPIC core in two aspects: the half an hour xenon override capability and power flattening. The transient analysis has shown that the adjusters used for CANDU 6 have the reactivity worths more than required to override xenon load for DUPIC core. Parametric study has shown that removing 7 adjuster rods in the middle row and adjusting the strength of the rest of adjuster rods can provide the performances no worse than those of natural uranium core.
-
CANDU 6 형 원자로의 반응도제어기구 설치대에 있는 수많은 반응도제어기구들은 원자로심에서 발생한 방사선의 흐름통로를 제공하므로 설치대에서의 방사선 피폭이 예상된다. 이런 반응도제어기구 설치대에서의 방사선량을 예측하기 위하여 1 차원 각분할 전산코드인 ANISN 과 2 차원 각분할 전산코드인 DOT를 사용하여 방사선 차폐해석을 수행하였다. 반응도제어기구 도관을 통과하는 방사선의 흐름에 기인한 월성 2호기 반응도제어기구 설치대 상단에서의 최대 선량율은 31
$\mu$ Sv/hr 로 설계 목표치 250$\mu$ Sv/hr 보다 낮게 평가되었다. -
월성원자력발전소 2호기와 같은 CANDU 6형 원자로의 반응도제어기구 설치대에는 여러 반응도제어기구가 삽입되기때문에 원자로심으로부터의 방사선흐름현상으로 인한 방사선피폭이 예상될 수 있는 위치이다. 좁고 긴 반응도제어기구 도관에서의 방사선 흐름으로 인한 반응도제어기구 설치대에서의 방사선량을 예측하기 위해 몬테 칼로 MCNP 코드를 1차원 각분할법 코드인 ANISN과 연계하여 사용하였다. 월성원자력2호기의 상단차폐해석을 위한 ANISN 계산, 도관의 방사선흐름을 평가하기 위한 MCNP 계산, 그리고 반응도제어기구 설치대에서의 방사선량율 평가를 위한 MCNP 계산등 3단계 계산 기법의 적응이 시도되었다.
-
ENDF/B-VI 핵단면적자료를 기초로 생성된 BUGLE93
$^{[1]}$ 라이브러리를 이용하여 울진 3.4호기 원자로 주변의 콘크리트 일차차폐벽에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 중성자 및 감마선 수송계산은 일차원 각분할 해석코드인 ANISN-ORNL$^{[2]}$ 을 이용하였다. 또한, 기존의 영광 3.4호기 설계에 이용하였던 CASK$^{[3]}$ 라이브러리를 대체할 경우 예상되는 차폐효과의 변화를 평가하기 위하여 노심으로부터 일차차폐벽 사이의 모든 매질에 대한 중성자 및 감마선속을 계산하고. 계산결과를 비교.분석하여 제시하였다. 중성자선속에 대한 분석결과, BUGLE93을 이용한 계산결과는 원자로용기 내부에서는 CASK를 이용한 결과보다 적은, 보다 현실적인 결과를 제공하지만 일차차폐벽내에서는 CASK를 이용한 결과보다 오히려 큰 선속을 보였다. 그러나 이차감마선에 의한 분석결과는 원자로용기 내부에서의 큰 차이에도 불구하고 일차차폐벽을 통과하면서 두결과가 거의 일치하였다. 이것은 BUGLE93 라이브러리가 노심 및 철성분에 대해서는 증가된 핵단면적을 제공하지만 콘크리트 성분에 대한 핵단면적은 오히려 감소하였기 때문이다. 결론적으로. 최소 7피트 두께의 일차차폐벽 외부에서 중성자선속은 감마선속에 비하여 무시할 수 있을 정도이므로. 원자로 내부영역에서 CASK 라이브러리와는 다른 결과를 보이는 BUGLE93 라이브러리를 원자로 일차차폐벽의 방사선차폐해석에 사용할 경우 기존의 CASK 라이브러리를 이용한 해석결과와 동일한 결과를 보이는 것으로 평가되었다. -
We. develop in this study a wavelet transform method to apply to the flux reconstruction problem in reactor analysis. When we reconstruct pinwise heterogeneous flux by iterative methods, a difficulty arises due to the near singularity of the matrix as the mesh size becomes finer. Here we suggest a wavelet transform to tower the spectral radius of the near singular matrix and thus to converge by a standard iterative scheme. We find that the spectral radios becomes smatter than one after the wavelet transform is performed on sample problems.
-
In CANDU reactor, each pressure tubes contain twelve fuel bundles and provide the inlet and outlet for the primary coolant. If a leak develops in the pressure tube, it is detected by Annulus Gas System which contains circulating dry
$CO_2$ gas. Since the leaks caused by the flaws are resulted in pressure tube break, establishment of flaw assessment method is very significant in view of the fracture mechanics. In this paper, various criteria for assessing the flaws are presented to prevent the tube rupture and ensure the integrity of reactor operating. -
The Loss of a Main Feedwater Pump test at 100% Power for YGN 4 was simulated in order to verify and validate the KSNPA. The comparison of the test data with the KSNPA prediction results showed reasonable agreement in the trends of the major plant parameters. All plant control systems including NSSS and T/G control systems are properly actuated and stabilized the plant conditions to a new steady state conditions in the KSNPA. From the comparison results, the KSNPA showed its capability to simulate the LOMFP event for the Korean Standard Nuclear Power Plant.
-
영광 3,4호기 노심보호연산기(CPC)와 노심감시계통(COLSS)의 운전성 시험은 실시간 (on-line)으로 측정된 노심보호연산기 및 노심감시계통의 결과들(DNBR, LPD, DNBR 출력제한치, LHR 출력제한치)을 노심보호 연산기 및 노심 감시계통 각각의 시뮬레이터 시스템(CEDIPS/CPC FORTRAN, COLSS FORTRAN)의 계산 결과와 비교하여 그 타당성을 검증하는 것이다. 그러나 기존의 노심보호연산기 및 노심감시계통의 운전성 시험자료 취득 방법은 관측(CPC)과 상세 보고서(COLSS)에 의한 것으로 정확한 자료 취득에 어려움이 있고 많은 시간이 소요되며 또한 자료 취득시 실수유발 가능성이 높다. 따라서 본 연구에서는 발전소 전산계통(Plant Computer System)으로부터 발전소 운전 상황을 순간적으로 기록한 자료(Snapshot)를 취하여 노심보호 연산기 및 노심감시계통 운전성 시험에 필요한 자료를 자동으로 얻는 방법을 고안하였다. 또한 발전소 Snapshot으로부터 필요한 자료를 자동으로 얻어내기 위하여 컴퓨터 프로그램(CODAP)도 개발하였다. 본 연구에서 고안된 방법은 영광 3호기 1주기 CPC/COLSS 운전성 시험에서 검증이 되어 영광4호기 1주기에 적용하였고, 이후의 후속기에도 적용할 예정이다.
-
가압 경수로형 원전 안전정지/ 안전 주입 변수와 관련된 계기는 관련 기술 기준에 따라 정기 보수시 교정이 이루어지면, 정지 신호를 모의 주입하여 물리량 검출기로 부터 원자로 정지집계 권선의 풀림시간까지의 총 응답 시간이 사고해석시 가정된 계통의 응답 지연시간이내에 들어 있는 지를 확인한다. 이 정지 신호에 응답하는 동적 보상기의 특성과 관련하여 설계과정에서 삽입된 근사화 오차에 대한 정략적인 평가가 이미 알려진 바 있고, 시간 응답 측정시 삽입되는 지연 요소로 인한 오차도 이에 포함시켜 분석한 바 있어 실제 교정시 정밀도 향상을 위하여 활용하고 있다. 이 논문을 통하여 원자로 정지계통의 응답시간 측정시 노 냉각수 평균 온도 변화율 동적 보상 미분-지연 카드에 모의입력으로 스텝신호를 주입할 경우, 이를 과도하게 큰 신호로 인식하여 매우 짧은 시간(1초 이내)에 응답되고, 스텝신호대신 1%P.U./초로 평균온도 변화율만을 주입할 경우, 보다 늦게 응답됨을 밝혔다. 따라서 모의 시험 방범에 있어서 입력 선택을 적합하게 하여야만 계통의 건전성을 응답시간으로 확인한 수 있는 데, 이에 적합한 모의 입력 방법을 제안하였다.
-
영광 3호기의 정지냉각펌프 성능감시 설비로는 펌프 유량계, 입구압, 출구압, 모터전류 등이 있으며 현장에서 펌프의 소음 감시나 진동 측정 등을 통하여 펌프 건전성을 확인할 수 있다. 부분충수운전중 여러 연구결과 제시된 펌프의 이상징후 증상은 펌프의 소음 증가, 유량계 또는 모터전류의 불규칙 요동이 있으나 정량적인 값을 제시하지 못하고 있으며 공기유입량에 대한 운전제한 근거만 정량적으로 제시되고 있다. 즉, WCAP-l1916에 따른 펌프의 손상 판단 근거는 연속적인 공기 흡입의 경우 2%이내, 간헐적인 공기흡입의 경우 5%를 제시하고 있다. 영광 3 호기의 부분충수운전시 펌프 입구압력을 제외한 다른 펌프 성능감시 변수들은 허용오차 이내로 별다른 펌프 이상 징후를 발견하지 못하였다. 그러나 펌프 입구압력 기록계의 입구압력 및 진동폭 변화는 정지냉각유량률, RCS 수위, 증기발생기 노즐댐 설치 유무에 따라 민감한 변화를 보여주었으며, 펌프의 건전성 감시에 가장 효과적인 변수임을 보여주었다.
-
원자력발전소의 경보기능을 향상시키기 위하여 기존 경보기술 및 개량형 경보기술의 장단점을 평가하고 적용기술의 타당성을 검토하였다. 분석결과 기존 경보계통의 경우 경보생성논리의 한계성으로 인해 새로운 경보처리 알고리즘을 적용하는데 한계가 있는 것으로 나타났으며, 개량형 경보계통에서는 새로운 경보처리 알고리즘이 수용가능하나 제어실 설계에 따른 경보표시 기기의 배치 및 운용은 특정 알고리즘의 수용이 불가하거나 수정을 필요로 하는 것으로 나타났다. 본 평가분석은 개량형 경보처리기술 선정시 고려사항과 각 기술들의 적용 한계성을 보여주므로써 후속 원전 경보계통의 개발 및 구현시 활용될 수 있다.
-
컴퓨터로 처리되는 경보계층에서 전반적인 경보처리 알고리즘을 세우고, 운전원에게 효율적인 경보정보체계와 운전원이 필요한 경보정보를 쉽게 접근할 수 있는 표시방법을 제공하는데 중점을 두고 전문가시스템을 이용한 경보계통이 구현되었다. 각 경보는 발생시 발전소모드 및 기기상태 종속관계, 또는 선행경보관계 등을 이용하여 우선순위가 주어지도록 처리되며, 발생된 경보는 억제되기 보다는 모든 경보를 운전원에게 제공한다는 개념으로 종합적인 경보현황과 함께 상세 경보를 다양한 방법으로 구성하였다. 개발된 알고리즘을 시험하기 위해 TMI-2 사고가 모의되었다.
-
최근에 개량형 또는 수동형 발전소의 디지탈 보호계통에서 소프트웨어의 역할이 증가함에 따라 공통원인고장의 가능성이 중요한 관심사항이 되었다. 아날로그 보호계통에서는 공통원인고장 가능성이 없었으며, 비록 공통원인고장이 발생하더라도 부식과 조기마모와 같은 과정은 천천히 진행되므로 이제까지 큰 문제가 되지 않았다. 이러한 아날로그 설계의 특징은 컴퓨터를 이용한 소프트웨어를 포함하고 있는 디지탈계통에는 적용되지 않는다. 본 논문에서는 소프트웨어의 공통원인고장을 고려하여 원자로 보호계통의 적합성을 다양성 및 심층방어 측면에서 해석할 수 있는 방법론에 대하여 논의한다. 본 논문의 결과는 추후에 한국형 차세대 원자로(KNGR)의 계측제어계통 설계를 위하여 수행하여야 할 다양성 및 심층방어 해석의 방법론 정립에 도움이 될 것으로 예상된다.
-
Because of limited resources of time and information processing capability during abnormal situation, diagnosis is difficult tasks in nuclear power plant (NPP) operators. Moreover since minimizing of adverse consequences according to process abnormalities is vital for the safety of NPP, introducing of diagnosis support systems have particularly emphasized. However, considerable works to develop effective diagnostic support system are not sufficiently fulfilled because of the complexity of NPP is one of the major problems. To cope with this complexity, a lot of model-based diagnosis support systems have considered and implemented worldwide. In this paper, as a prior step to development of model-based diagnosis support systems, primary side of pressurized water reactor is functionally modeled by multilevel flow modeling (MFM) concept. MFM is suitable for complex system modeling and for diagnosis of abnormalities. Furthermore, knowledge-based diagnosis process, of NPP operator could be supported because this diagnosis strategy can represent operator's one.
-
SACOM(Simulation Analyser with Cognitive Operator Model) is being developed at Korea Atomic Energy Research Institute to simulate human operator's cognitive characteristics during the emergency situations of nuclear power plans. An operator model with error mechanisms has been developed and combined into SACOM to simulate human operator's cognitive information process based on the Rasmussen's decision ladder model. The operational logic for five different cognitive activities (Agents), operator's attentional control (Controller), short-term memory (Blackboard), and long-term memory (Knowledge Base) have been developed and implemented on blackboard architecture. A trial simulation with a scenario for emergency operation has been performed to verify the operational logic. It was found that the operator model with error mechanisms is suitable for the simulation of operator's cognitive behavior in emergency situation.
-
Human factors principles and evaluation methodologies are applied to design the MMIS of the KNGR. Human factors issues identified from the previous MMIS design of a nuclear power plant are considered in the development of the HFEPP. To manage human factors issues in the MMIS design of the KNGR, a conceptual Human Factors Issue Tracking System (HFITS) is also considered.
-
최신 제어이론의 한 분야로 주목을 받고있는 이산사건시스템((Discrete Event System) 제어이론을 원자력발전소의 비상운전지원시스템 설계에 도입하였다. 이산사건이론을 비상운전절차에 적용하면 보다 체계적이고 조직적으로 비상운전지원시스템을 구축할 수 있다는 장점이 있다. 본 논문에서는 발전소 운전상태 및 운전원의 조치사항을 이산사건시스템으로 모델링하여 제약조건에 맞는 수퍼바이저를 구성하고 이를 바탕으로 비상운전지원시스템을 구축하는 방법을 제시하였다.
-
H
$_{\infty}$ robust control theory is applied to the nuclear steam generator level control. Nuclear steam generator has the properties such as nonlinearity, non-minimum phase, and so, has some difficulties on level control. In a nuclear plant, it is more important to keep the operating variables under certain safety limits against various uncertainties than to meet the optimal performance. The designed H$_{\infty}$ controller shows robust level control against modelling error, disturbance in the nonlinear simulation. As the H$_{\infty}$ controller has both robustness and design transparency, it is adequate to the automation of level control and in licensibility -
경보 처리 시스템 (Alarm Processing System)은 발전소의 이상 상태를 검출하여 운전원에게 알려 적절한 조치를 취하게 함으로써 발전소의 상태를 안전하게 유지하도록 하는 운전지원시스템이다. 본 논문은 이러한 목적을 보다 효과적으로 달성하기 위하여 경보 처리 시스템을 경보 생성과 경보 분류, 경보 표시의 3 단계로 설계하였으며, 이를 기반으로 능동 데이터베이스 (Active Database)의 능동 기능을 이용한 개선된 경보 처리 시스템 (Advanced Active Alarm Processing System)을 개발하였다. AAAPS는 데이터 입력의 변경에 대하여 모듈화된 경보 처리 프로그램을 능동적으로 수행시키며 생성된 경보는 윈도우를 이용한 개선된 MMI (Man Machine Interface)로 운전원에게 제공한다.
-
The genetic algorithm(GA) is applied to the design of the nuclear power control system. The reactor control system model is described in the LQR configuration. The LQR system order is increased to make the tracking system. The key parameters of the design are weighting matrices, and these are usually determined through numerous simulations in the conventional design. To determine the more objective and optimal weightings, the improved GA is applied. The results show that the weightings determined by the GA yield the better system responses than those obtained by tile conventional design method.
-
기존의 아날로그로 구성된 제어봉구동장치 제어계통을 디지탈로 설계개선하기 위한 선행 작업의 일환으로 제어봉구동장치의 출력 신호를 모사하기 위한 제어봉구동장치 시뮬레이터가 개발 되었다. 개발된 시뮬레이터는 제어봉구동장치의 인출 및 삽입시에 마그네틱 코일로부터 검출되는 전류파형을 모사 할뿐만 아니라 제어봉구동장치가 비정상적으로 움직이는 기계적인 이상 상태를 모사 할 수 있도록 모델링 하였다. 시뮬레이터의 성능 검증을 위하여 영광 3,4호기 현장에서 수집한 제어봉구동장치 출력 신호 와 비교해 본 결과 제어봉구동장치의 거동을 잘 모사 함을 알 수 있었다. 이 시뮬레이터는 디지탈 제어봉구동장치 제어계통 개발시에 소프트웨어의 기능을 검증할 수 있고, 제어봉구동장치 제어계통을 설계개선할 경우 설계 도구로 사용할 수 있다.
-
폰트리아긴의 최대치 원리를 적용한 개선된 알고리즘으로 가압형경수로의 부하추종문제를 조사할 수 있었다. 상태함수의 변화를 지배하는 매개변수인 라그랑쥐 변수를 최적화 조건을 만족되도록 선정함으로써 최적제어의 필요조건을 만족할 수 있었고, 관심의 대상인 노심에서 온도변화와 제어봉 위치 변화량을 최적화 하여 전체적으로 보다 개선된 운전목표를 달성하는 제어 알고리즘을 얻을 수 있었다. 이 알고리즘은 기존의 제어기와 병렬로 온-라인 화하여 실용적으로 사용될 수 있음도 제안되었다.
-
We developed a non-contact shape measuring device using computer image processing technology. We present a method of calibrating a CCD video camera and a laser range finder which is the most important step toward making an accurate shape measuring system. An artificial neural network is used for the calibration. Our measurement system is composed of a semiconductor laser. a CCD video camera, a personal computer, and a linear motion table. We think that the developed system could be used for measuring the change in shape of the spent nuclear fuel rod before and after irradiation which is one of the most important tasks for developing a better nuclear fuel. A radiation shield is suggested for the possible utilization of the range finder in radioactive environment.
-
본 논문은 중수로 내의 중수증기 회수 계통을 효율적, 경제적으로 운전하기 위하여 현 계통의 문제점을 분석하고, 이를 해결할 수 있는 제어알고리즘에 대해 연구하였다. 또한 PLC로 시제품을 개발하고 이를 기존 제어시스템과 병행설치하여 운전함으로써, 원자로 건물내의 습분 정도에 따라 변하는 DRYER 베드의 흡착능력에 연계된 운전 및 휴지상태(Idle running)를 없애는 최적 운전 방안을 도출하였다.
-
The main purpose of this paper is to develop the modified LTC code for accurate analysis of the boron concentration behavior of all components in the Nuclear Steam Supply System (NSSS). This is achieved by adapting a multi-cell mad to the existing Long Term Cooling (LTC) code. To verify the modified LTC, the simulated results were compared with the actual test results measured during YGN 4 initial criticality test. It was shown that the simulated results of this modified LTC were in good agreement with the actual test results. Also, the boron concentration behavior analysis were performed using the modified LTC code for both direct and indirect dilution/boration nude using YGN 3,4 design data. This modified LTC code can provide a valuable information in predicting boron concentration behavior during power maneuvering such as startup operation, shutdown operation and load follow operation. It is expected that the modified LTC can be applied to both on-line and off-line mode using Plant Computer System(PCS).
-
안전등급 Ni-Cd 축전지는 품질수명이 15-25년으로 환경시험 등을 통하여 입증되었지만, 설치후 7년이 경과한 한국 원자력 연구소 방사성 폐기물 처리시설의 안전등급 Ni-Cd 축전지는 1992년에 실시한 최초의 용량시험 결과 기준용량에 미달하였다. 안전등급 Ni-Cd 축전지와 관련된 각종 유지보수 기술을 조사하고, 용량복구를 위한 증류수와 전해질 성분의 적절한 보충, 충전과 방전 특성의 적용, 활성제 보충, 전극의 청소를 통하여 매년 성능이 회복되어서 1995년도 용량시험시에는 기준용량을 초과하였으므로 안전등급 Ni-Cd 축전지의 용량 문제해결 사례로 소개한다.
-
Integrated performance test of Chemical and Volume Control System (CVCS) was successfully performed in 1994. However, an extensive effort to correct hardware and software problems in the letdown line was required mainly due to the lack of adequate simulation code to predict the test accurately. Although the LTC computer code was used during the YGN 3'||'&'||'4 NSSS design process, the code can not satisfactorily predict the test due to its insufficient letdown line modeling. This study developed a numerical model to simulate the letdown test by modifying the current LTC code, and then verified the model by comparing with the test data. The comparison shows that the modified LTC computer code can predict the transient behavior of letdown system tests very well. Especially, the model was verified to be able to predict the "Stiction" phenomena which caused instantaneous fluctuations in the letdown backpressure and flowrate. Therefore, it is concluded that the modified LTC computer code with the ability of calculating the "Stiction" phenomena wi11 be very useful for future plant desist and test predictions.predictions.
-
노심 외각에 설치되어 노심 외각으로 누설되는 중성자를 검출하여 노심내의 출력 변화를 지시해 주는 노외계측기(Excore Detector)는 운전중 노심의 변화를 정확히 감지하도록 정기적으로 교정되어져야 한다. 노외계측기는 노내계측기(Incore Detector)를 통하여 측정되어진 축방향 출력편차(Axial Offset)를 이용하여 교정하고 있다. 기존의 방법은 노내계측기로 최소한 4회 노심 출력을 측정하여 최소자승법(Least Square Method)으로 상수들을 구한후 노외계측기를 교정한다. 여기서 소개되는 단순 노외계측기 교정법은 노내계측기로 2회 측정되어진 자료들을 이용하는 2점 교정법과 1회 측정되어진 자료들을 이용하는 1점 교정법으로, 계측기 반응상수(Detector Response Factor)를 계산한후 교정되어진 노외계측기의 출력편차를 측정값과 비교하였다. 위의 두가지 방법을 고리 3호기 9주기, 10주기에 적용하여 노심 운전영역(~
$\pm$ 10%)에서 2점 교정법은 최대 1.40 %, 1점 교정법은 최대 0.63 %의 오차를 보여주고 있다. 단순 노외계측기 교정법은 노심출력을 1회 또는 2회 측정하므로 교정시간을 줄이고 제어봉의 사용을 억제하여 방사성 폐기물을 감소시키는 효과와 기존의 교정 방법과 같은 정확성을 기대할수 있다. -
본 논문에서는 가압기에 기포가 형성되기전 원자로 냉각재계통의 압력을 자동으로 제어할 수 있는 원자로 냉각재 압력 제어기를 개발하여 원전 시뮬레이터를 통해 설계된 제어기의 성능시험을 수행하였다. 그 결과 냉각재의 압력변동을 주는 환경 요인 발생시에도 설정치에 안정된 압력제어 특성을 보여주었다. 원전 기동시 압력제어에 본 논문에서 제안한 제어기를 적용할 경우 운전원의 운전부하를 줄여줄 것으로 예측된다.
-
본 논문은 Computer Aided Software Engineering (CASE) Tool을 이용할 경우의 Safety Critical 소프트웨어 개발 방법론인 구조적 분석 및 구조적 설계 모델링 방법론을 Teamwork CASE tool의 예를 중심으로 제안하고자 한다. 제시된 사례는 NSIS(Nuclear Safety Information System)으로서 Essential Modeling과 Implementation Modeling을 제시하였는데 Teamwork CASE 환경하에서의 분석 및 설계 절차, 지침 등을 제시하였다. Essential Modeling에서는 NSIS의 MMIS 분석범위 및 External Interface를 제시하는 환경 모델(Environmental Model)과 MMIS의 기능을 계층구조적으로 분할하는 행위모델링(Behaviroal Modeling)을 각각 Context Diagram과 Data Flow Diagram (DFD)으로 그 과정을 제시하였다. Implementation Modeling에서는 Essential Modeling으로 부터 나온 결과물을 토대로 Boss Rule, Transform Rule과 Transaction Rule 등을 거쳐 NSIS MMIS의 설계 근간이 되는 Structured Chart(SC)를 제시하였다. 본 논문에서 제시된 모델링 방법론을 통하여 Safety Critical 소프트웨어 개발시 Teamwork CASE Tool을 활용할 수 있음과 동시에 분실 및 설계의 일치성을 통하여 Safety Critical 소프트웨어의 안전성 확립과 품질보증 목표에 기여할 수 있다.
-
원자력발전소 설계업무 수행중 생산되는 전산데이타를 반영구적으로 보관하기 위하여 Autocom 장비를 이용한 마이크로피쉬(microfiche)를 생산해 왔으나 이 장비의 노후로 인한 잦은 고장 및 데이타의 재사용 불가로 인해 기기의 교체가 요구 되었다. 또한 영광 3호기 이후, 교체노심설계 및 핵연료 설계등의 원전 설계업무에 UNIX Workstation(W/S)이 사용되면서 UNIX 시스템의 네트웍을 이용한 온라인 데이타 저장의 필요성이 대두됨에 따라, 이에 대한 하드웨어 분석과 테스트 과정을 거쳐 분산 운영되는 UNIX 시스템에 적합한 CD-ROM 저장시스템을 구성하였다. 본 논문에서는 이러한 CD-ROM 저장 시스템의 기술적인 내용을 분석하고 향후 보완 및 개발되어야 할 내용을 제시하였다.
-
The 3-D power distribution synthesis scheme was implemented in Totally Integrated Core Operation Monitoring System (TICOMS), which is under development as the next generation core monitoring system. The on-line 3-D core power distribution obtained from the measured fixed incore detector readings is used to construct the hot pin power as well as the core average axial power distribution. The core average axial power distribution and the hot pin power of TICOMS were compared with those of the current digital on-line core monitoring system, COLSS, which construct the core average axial power distribution and the pseudo hot pin power. The comparison shows that TICOMS results in the slightly more accurate core average axial power distribution and the less conservative hot pin power. Therefore, these results increased the core operating margins. In addition, the on-line 3-D power distribution is expected to be very useful for the core operation in the future.
-
본 연구는 원자로 RPV(Reactor Pressure Vessel)를 두 개의 이상적인 입체 구조물 즉, 원통면과 반구로 나누어, 원통면에서의 충격위치를 검출할 수 있는 알고리즘을 제안하고 그 효용성을 고찰하는데 있다. 현재 사용중인 원전내네 금속파편 감시계통(LPMS : Loose Parts Monitoring System)의 경우 충격신호를 레코더에 저장하고 전문가를 통해 데이터베이스화된 기준신호와 비교 분석하는 Off-line분석방법을 사용해 왔다. 그리나 이러한 방법은 많은 소요시간을 가지므로 손상잠재성이 큰 경우 즉각적인 대처를 할 수가 없다는 단점을 가진다. 따라서 본 논문에서는 이러한 방법을 지양하고 센서로부터 얻은 충격신호를 분석컴퓨터에 입력하여 즉각적으로 충격위치를 찾을 수 있는 On-line분석방법을 제안함에 있어, 기초적 연구로서 원통면에서의 충격위치 검출방법을 제시하였다.
-
In this study, the method to use the phase shift keying (PSK) communication technique in smart transmitter is presented. In nuclear applications. smart transmitters for various parameters are expected to improve the accuracy of measurement and to reduce the load of calibration work. The capability of communication in field level is the most important merit of the smart transmitter. The most popular method is using of digital and analog techniques simultaneously - transmitting measurements from the field at 4∼20mA while modulating the current to carry digital information in both directions over the same twisted pairs. Conventional smart transmitters use the frequency shift keying (FSK) method for digital communication. Generally, however, the FSK method has the speed limit at 1200 bps. Amount of information to transmit becomes increasing as the processing technique is improved. The PSK method is noticeable alternative for high speed digital communication, but it has non-zero DC component. In order to use the PSK method in the field transmission with smart transmitter, the method to remove the DC component is studied in this work.
-
원전 디지털컴퓨터기반 계측제어계통에서는 고신뢰도의 소프트웨어 개발 환경 구축이 현안 사항으로 부각되고 있다. CASE(Computer Aided Software Engineering)는 소프트웨어의 생산성과 신뢰성 문제를 해결할 수 있는 소프트웨어 개발 지원 도구이다. 그러나 CASE를 원전에 적용하기 위해서는 먼저 상품화된 많은 CASE 도구 가운데 원전 소프트웨어 개발 특성에 맞는 것을 선정하여야 한다. 따라서 본 논문에서는 원전 소프트웨어의 특성을 고찰하여 평가 기준을 설정하고, IEEE 표준 P1209를 바탕으로 기존의 여러 평가 방법론을 통합한 종합적인 평가 과정을 수행한 후 AHP(Analytic Hierarchy Process) 선정 방법론을 원전 소프트웨어 특성에 가장 적합하게 구체화하여 원전 소프트웨어 개발을 위한 CASE 도구를 선정하는 방법론을 제시하였다.
-
The Pressurizer Level Control System (PLCS) logic for YGN 5&6 was developed to incorporate the design changes on the Chemical and Volume Control System (CVCS). The YGN 5&6 CVCS uses the centrifugal charging pumps and letdown orifices replacing the positive displacement pumps and letdown control valves in the YGN 3&4 and UCN 3&4. The purpose of this study is to develop new PLCS as well as validate newly developed control logic and its implementation method in the simulation computer code. The analysis results show that the new PLCS has adequate ability to control the pressurizer level in response to the design bases events, and the simulation computer code is useful for YGN 5&6 NSSS design code.
-
울진 3,4호기의 발전소컴퓨터계통(PCS)은 한국형 표준 원전의 컴퓨터 시스템으로 향후 완벽한 시스템으로의 구성을 위해서는 설계 개념의 재검토와 보완이 필요하다. 그 과정의 일환으로 국내 기술진에 의해 이미 상당부분의 기술을 습득한 월성 2,3,4호기의 발전소 제어 컴퓨터계통(DCCS)과 개념적인 비교를 통하여 PCS에서의 설계개선 사항을 구조적으로 제시하고자 하였다. 분석결과 PCS는 실시간 처리가 취약하였고, 몇몇 화면의 구성이 운전원의 요구를 만족시키기 위해 개선되어야 하였다. 또한, DCCS와의 공통적인 취약점으로는 개발환경의 낙후, 데이타 처리능력의 저조, 주변기기와의 데이터 통신에 많은 시간이 소요되며 호환성 및 확장성이 대체로 취약하였다. 이에 대한 대응방안으로는 시스템의 전격적인 교체보다는 부하 분산을 통한 실시간 처리와 점진적인 주변기기의 교체가 바람직하며, 이러한 점진적인 시스템의 교체시 고려사항과 운전원에게 제공되는 화면의 재구성 방안을 제시하였다.
-
본 논문은 저온정지에서 2%까지 원전 자동기동시스템에 필요한 발전소 데이터를 시험검증설비로부터 얻기 위해 공유메모리와 TCP/IP를 사용하여 통신프로그램을 개발하였다. 자동기동시스템은 foxboro에서 제공하는 API(Application Program Interface)를 이용하여 데이터베이스에서 제어기에 필요한 데이터를 공유메모리에 올려놓고, 통신프로그램이 읽고 쓸 수 있도록 했으며, 시험검증설비에서는 HP Workstation에서 사용되는 내부 프로세스 통신방법을 이용하여 시험검증설비에서 나온 데이터를 공유메모리에 넣을 수 있도록 설계하였다.
-
CANDU에서 감속재온도제어기는 칼란드리아 출구에서의 감속재온도를 일정하게 유지하기 위한 제어 프로그램이다. 본 연구에서는 강속재온도제어 알고리즘의 성능을 분석하기 위하여 주감속재계통의 동특성모델식을 적용하여 모의실험을 수행하였다. Setback 모의실험에 대하여는 설정온도를 적절히 유지하였으나, Stepback 모의실험에 대하여는 설정온도를 크게 벗어나는 오버슈트를 나타내었다. 되먹임제어기의 PID 파라메타를 최적화하고, 정상상태모델에 근거하여 앞먹임제어기의 설계를 개선함으로써 Stepback 모의실험에서 나타난 오버슈트를 줄일 수 있었다.
-
Since the conventional Westinghouse DNB (Departure from Nucleate Boiling) protection logic is implemented on analog circuits, the logic must be very simple. However, if the DNB protection logic is implemented in a digital processor, a little bit of complexity can be allowed to increase the thermal (or operation) margin. The Westinghouse OTΔT DNB protection logic heavily restricts the operation region by applying the same logic for a full range of pressure in order to maintain its simplicity. In this work, the different DNB protection logic is used for several regions of pressure. The proposed method is applied to Yonggwang 1&2 nuclear power plants and it is calculated that the improved OTΔT can have 5.07% percent more thermal margin than the conventional OTΔT trip logic.
-
국내 최초 운전경험을 갖는 CE 형 원전 설계인 영광 원자력 발전소 3,4호기의 제어봉 제어구동 설비는 시운전 시험 과정 중 제어봉 제어용 전원설비의 전기적 잡음에 의해 일부 제어봉이 미끄러짐으로서 원자로가 계속적으로 불시정지 되었다. 이와 같은 현상으로 이미 국내에서도 가동중인 고리 원자력 발전소 2호기에서도 고주파 용접기의 전도성 잡음에 의하여 제어봉 제어회로에 영향을 주어 여러차례 원자로 정지를 겪은바 있다. 따라서 원자력 안전기술원에서 제어봉 미끄러짐의 원인을 조사결과 직접적인 원인은 제어봉 전원공급 설비에서 발생된 전기적 잡음에 의해 제어봉 제어회로의 오동작 및 발전소 부하탈락 시험시 소내전원 주파수 상승으로 제어봉 코일에 정격이하의 저전압이 공급됨으로서 원자로가 불시 정지 됨을 확인 하였다.
-
영광5,6호기 유출관계통은 영광3,4호기의 유출관계통과는 달리 세개의 유출수 압력강하 오리피스 및 유출관 오리피스 개폐밸브론 이용하여 유출유량 및 압력을 제어한다. 새로이 설계 변경된 유출관계통의 성능 및 운전을 평가하기 위해서 Modular Modeling System(MME) 코드를 이용하여 분석을 수행하였다. 분석결과 배압제어기 제어변수의 계수선정이 계통의 과도현상에 매우 큰 영향을 미치고 있기 때문에 배압제어기 제어변수 선정이 계통의 과도현상 완화에 매우 중요한 인자임을 알 수 있었다. 그리고 배압제어기의 계수만 적절하게 선정되어 있다면, 유출관오리피스 개폐밸브의 Stroke 속도변화에 따른 계통의 과도현상에 미치는 영향은 거의 없음을 알 수 있었다. 또한 유출관오리피스 개폐밸브 특성이 선형인 경우가 Equal Percentage 특성을 갖는 경우 보다 과도현상 방지측면에서 우수하며, 배압제어기 제어변수의 계수만 적절하게 잘 선정된다면 유출관오리피스 개폐밸브의 운전에는 관계없이 계통의 과도상태를 적절하게 제어할 수 있다는 것을 알 수 있었다.
-
영광 1호기의 일차계통인 원자로 냉각재 평균온도(
$T_{avg}$ )를 적정값으로 미세조정하여 운전할 때, 2차계통 주요 운전변수인 주증기압력이 상승하고 터빈출력이 상승함을 발견하여 이에 대한 터빈사이클 열성능 변화를 발전소 전체 열평형 계산에 의해 정량적으로 파악하고, 그 원인을 열역학 2법칙에서의 엔트로피개념을 이용한 유용에너지의 최대값인 엑서지이론을 적용하여 분석하고자하였다. 분석 결과 열평형 계산에서는 전체 열량의 대부분인 63.2%가 복수기에서 손실되는 것으로 나타나는 반면, 열역학 제2법칙의 엑서지를 이용한 분석에서는 비가역손실이 주로 터빈(전체 엑서지의 12.7%)에서 일어나고 그 다음이 복수기(5.7%), 급수가열기(2.1%) 그리고 1,2단 재열기 (1.0%)의 순으로 전체 사이클에서 일어나며, 주증기 압력이 상승할 때 터빈 출력이 상승하는 주원인은 주증기의 유용성(엑서지)이 크게 증가하는 것에 비해 터빈사이클에서의 비가역손실은 적게 증가하기 때문으로 나타났다.다. -
This paper presents the results of the core follow analysis for Yonggwang Unit 3 Cycle 1. The values of peaking factors (Fxy, Fq, Fr anf Fz) and core power distribution measured and processed by CECOR code[1] are compared with those predicted by ROCS code[2], The measured boron rundown is also compared with the predicted values. As results, the comparison of peaking factors, radial and axial power distributions and boron rundown between the measured and the predicted show good agreement throughout the cycle. Additionally, assembly burnup differences between CECOR and ROCS at EOC1 (13650 MWD/MTD are within 5% of core average burnup.
-
원자력발전소에서는 수질관리를 위하여 여러가지 화학적 매개변수들의 운전범위를 지정하여 관리하고 있다. 특히, 중수를 냉각재와 감속재로 사용하는 중수로의 경우에 일차계통에서는 pH
$_{A}$ , 전도도, 리튬농도를 중요한 매개변수로 활용하여 관리하고 있다. 본고에서는 중수로의 화학조절지침을 작성하는데 고려되는 매개변수들 사이의 이론적인 상관관계를 검토하고 이러한 이론적인 배경에 기초하여 월성 1호기의 운전자료를 분석한 결과, 운전변수들이 대체적으로 운전범위내에서 잘 유지되고 있음을 알 수 있었다. -
기존 발전소의 재장전수탱크는 격납용기 외부에 설치되어 있으며, 압력/차압 계측기를 이용하여 재장전 수탱크 수위를 측정하고 있다. 한편, 개량형 경수로기 경우에는 재장전수탱크를 격납용기 하부에 설치하도록 되어 있으므로 격납용기 벽이나 수집체적조 및 원자로 공동과 인접하게 되어 수위감시를 위한 압력/차압 계측기를 격납용기내에 설치하는 것은 매우 어려울 것으로 판단된다. 따라서, 본 논문에서는 격납용기내 재장전수탱크, 수집체적조 및 원자로 공동 수위계측기에 적용되는 미국 원자력규제위원회 및 전력연구소의 설계기준, 환경 및 기기생존 요건들을 검토한 후, 이에 따라 이 계측기들이 유지해야 할 설계 기능요건을 평가하고, 수위계측기의 형태 선정에 필요한 설계고려사항들을 파악하여 개량형 원자로의 해당 수위계측기의 선정 및 설계와 관련된 개념들을 설명하였다. 검토결과, 격납용기내 재장전수탱크 수위지시를 위해서는 압력/차압 계측기를 격납용기 외부에 설치하고, 수집체적조 및 원자로 공동의 수위감시를 위해서는 부유형 감지기를 사용하는 것이 발전소 운전 및 보수측면에서 장점이 있는 것으로 판단되어 이를 개량형 경수로 설계에 적용할 것을 제안하고자 한다.
-
원자력발전소에서 표준주기는 장주기운전에 비해 상대적으로 잦은 연차보수로 인한 발전소 안전관리 및 경제성 측면에서 불리하여 점차 장주기 운전으로 전환하고 있는 것이 세계적 추세이다. 영광 3호기를 시작으로 국내에서 본격 가동되고 있는 1000MWe급 한국형표준원전은 12개월 주기로 운전되고 있으나 미국내 CE형 동급 발전소는 이미 18개월 주기가 상용 채택되고 있다. 국내 CE형 발전소에도 장주기 운전방침을 채택할 경우 발전소 이용률 향상은 물론이고 단주기의 취약점을 개선할 수 있는 효과를 기대할 수가 있다. 따라서 본 논문은 영광 3,4호기 원자력발전소에서의 장주기 운전에 따른 계통설계 안정성 평가를 통하여 장주기운전 적용 타당성 분석을 수행하였다.
-
국내 원자력발전소에서 발생한 발전정지 사건사례를 분석한 결과로써 획득한 고장원인, 문제점, 유사한 문제점 재발방지 방안 등의 분석정보를 효과적으로 공유하기 위한 발전정지사례 분석정보 시스템을 개발하고 있다. 이 시스템의 기반구조인 관계형 데이타베이스 화일들은 입력작업 지원 분류정보, 발전정지 사례분석정보, 검색작업 지원정보 둥의 저장을 위한 세가지 화일 그룹으로 나눌 수 있다. 각 그룹의 화일간에 정의된 상관관계성을 기반으로 발전정지사례 분석정보시스템의 입력, 검색, 출력작업이 수행된다. 시스템의 사용자는 제공되는 메뉴를 사용하여 관심있는 주제별로 데이타베이스에 저장된 발전정지사례 분석정보를 검색하고 출력할 수 있다.
-
Currently most nuclear power plants(NPPs) are adopted the mid-loop operation to minimize the overhaul period and save the operating cost. For mid-loop operation it is essential to install nozzle dam between RCS pipe and steam generator(SG). Because SG remains more highly contaminated with radioactive material than any other parts of the NPPs, the repairmen are very reluctant to carry out installing nozzle dam inside the SG. Until now, unfortunately, it appears that no practically applicable device was developed to provide the longstanding demand. Also the accidents have been reported by licenser event report during this operation mode due to loss of residual heat removal(RHR). The purpose of this paper is to conduct remotely blocking and disintegration of nozzle of a SG which has the highest radiation exposure during the maintenance in NPPs. The remote nozzle blocking device of a SG includes three bladders, hubs, air controller provisions to supply and contact air pressure into the bladders. This remote nozzle block device will give the larger operation margin to prevent the loss of RHR and minimize the radiation exposure dose to the repairman and shorten the overhaul periods.
-
고분자 촉매를 이용하여 용존산소를 제거하는 실험을 수행하였다. 고분자 촉매는 높은 비표면적과 좋은 금속의 분산도를 갖도록 제조하였다. 컬럼에서 제조된 촉매를 사용하여 용존산소-수소의 반응을 수행한 결과 용존산소를 35 ppb까지 감소시킴으로서 제조된 촉매의 용존산소제거에의 적합성을 확인하였다. 컬럼에서의 촉매의 거동을 적절한 모델을 통하여 해석하였으며 또한 활성탄에 담지된 금속 촉매 및 현재 상용화되고 있는 Lewatit촉매를 이용하여 실험을 수행함으로서 촉매성능을 비교하였다. 활성탄의 경우 초기에 활성탄의 표면에 산소가 많이 흡착되어 있기때문에 이를 제거하기 위하여 전처리가 필요한 것으로 나타났으며 Lewatit촉매의 경우 가장 우수한 성능을 보였다.
-
본 연구에서는 원자력 발전소내 금속 파편 탐지 시스템의 성능 향상을 위한 적응 잡음제거에 관하여 서술한다. 현재 사용중인 원전내 금속 파편 탐지 시스템은 배경잡음의 영향으로 그 이용 효율이 매우 낮은 현실이다. 이런 문제점을 해결하는 한 방법으로써 적응 잡음 제거 방식을 이용하여 배경잡음의 영향을 최소화하였다. 컴퓨터 모의 실험을 통하여 그 성능을 입증하였으며, 특히 배경잡음속에 충격신호가 묻혀있는 경우에도 뛰어난 탐지 효과를 보였다.
-
Vibration analysis is one of the most powerful tools available for the detection and isolation of incipient faults in mechanical systems. The methods of vibration analysis in use today and under continuous study are broad band vibration monitoring, time domain analysis, and frequency domain analysis. In recent years, great interest has been generated concerning the use of time-frequency representation and its application for a machinery diagnostics and condition monitoring system. The objective of the research described in this paper was to develop a new diagnostic tool for the rotating machinery. This paper introduces a new time-frequency representation, Directional Wigner-Ville Distribution, which analyses the time- frequency structure of the rotating machinery vibration.
-
가압기고압력 원자로정지여유도(high pressurizer pressure trip margin)에 영향을 주는 요인들에 대한 민감도 분석을 울진 3,4호기 성능해석코드인 LTCUCN computer code틀 이용하여 수행하였다. 그 결과, 초기 가압기압력, 증기우회제어계통의 quick open지연시간, 터빈우회밸브의 quick opening시간, 원자로출력 감발계통의 용량, 원자로출력감발 제어붕 낙하시간, 가압기 살수작동 설정치 둥이 완전부하상실시 가압기압력을 상승시키는 주요인자임을 알 수 있었으며, 증기우회제어계통 및 가압기살수계통의 용량은 최대 가압기 압력에 미치는 영향이 미미한 것으로 판명되었다. 울진 3,4호기의 참조발전소인 영광 3,4호기의 as-built 자료를 토대로 울진 3,4호기의 원자로정지여유도를 계산한 결과 울진 3,4호기는 완전부하상실사건시 37 psi의 정지여유도를 가질 수 있는 것으로 판단된다. 그러나, 원자로출력감발계통이 있는 ABB-CE type의 울진 3,4호기에서는 완전부하상실사건보다 원자로출력감발계통이 동작하지 않는 부하감발사건이 최대 가압기 압력치를 유발하는 사건이고, 다양한 부하상실사건중에도 운전여유도는 확보하고 있음을 알 수 있었다.
-
원자력 발전소의 효율증대 및 경제적인 측면에서 2차계통 구성부품의 보수 및 유지를 위해서는 발전소 2차계통 구성 기기의 성능저하로 인한 Heat Rate의 변화와 그에 따른 출력변화를 감시하는 것이 무엇보다 중요하다. 이를 위하여, 영광 3호기의 성능보증 시험시 사용한 방법을 이용하여 Heat Rate를 계산하는 프로그램을 개발하였으며, 이 프로그램을 이용하여 2차계통 주요 구성 기기의 성능저하에 따른 Heat Rate의 변화율 계산을 수행하였다. 이 프로그램의 계산결과와 영광 3호기 성능보증시험결과를 비교하여 이 프로그램이 Heat Rate를 정확히 계산할 수 있음과, Heat Rate의 변화율 계산의 타당성을 확인하였다. 또한, Heat Rate의 변화율을 이용한 2차계통 주요 구성 기기의 성능진단 시스템의 논리를 제시하였다.
-
본 논문에서는 고온, 고압, 그리고 방사능 준위가 높은 원자력발전소 구조물의 극한환경(Hazardous Environments)에서의 점검 및 보수에 대한 작업자의 훈련을 위해 지능형 상호협조 훈련시스템 (COINS-I: COoperative INtelligent training System-I)의 개념모델을 제안하였다. 비교적 방사능준위가 높은 격납용시 구조물과 보조(Auxiliary) 빌딩을 일차적 극한작업환경으로 설정하였다. 격납용기 구조물과 보조빌딩에 대한 가상발전소 환경(Virtual Plant Environments)을 모델링하여, 극한환경에서의 점검 및 보수훈련 Pilot 연구를 COINS-I의 개발목적으로 하였다. COINS-I은 점검, 보수훈련을 위한 가상발전소 환경을 갖는 극한작업 시뮬레이터, 지능형 Tutoring 기능을 갖는 극한작업 훈련프로그램, 3차원 가상인터페이스 등의 훈련장비를 갖는 훈련설비로 구성된다. COINS-I을 통한 교육 및 훈련 궁극적으로 작업자가 경험치 못한 극한작업(예를들면, 원자로해체, 중대사고, Life-extension 등)의 가상 시뮬레이션을 통한 훈련이 가능하여 방사능 피폭량을 저감하며, 극한작업 자동화를 위한 연구에의 활용이라 하겠다.
-
핵연료취급계통 설계를 평가할 수 있는 주요 기준 중 효율성 관점에서 울진 3,4호기의 핵연료취급계통을 분석하여 노심을 재장전하는데 소요되는 시간을 줄일 수 있는 방법을 기기설계와 그 운영측면에서 제시하였다. 핵연료재장전기와 사용후연료취급기는 이송기기의 핵연료삽입구에서 인양기의 속도개선이 요구되고, 이송기기는 핵연료재장전기 및 사용후연료취급기와의 연동장치 변경, 이송속도 및 직립기 회전속도의 개선이 요구되는 것으로 파악되었다.