발전소 운영자는 운전 시작시점에서 수명 종료시점까지 발전소 과도상태 종류별 횟수가 설계 제한치를 넘지 않도록 감시하여야 하며 이를 위해서는 발전소 운전 과도상태 기록유지가 필요하다. 그러나 현재와 같은 발전소 운전 Strip Chart나 Log Sheet를 이용하는 방식으로는 과도상태 발생여부 판단이 어려울 뿐만 아니라 카운팅 자체에도 많은 시간이 소요되어 좀더 편리한 방법의 도입이 필요하다. 본 연구에서는 발전소 주전산기의 운전 데이타를 이용한 과도상태 데이터 수집 및 지능형 과도상태 판단방법을 개발하여 시범 적용하였다. 과도상태 데이터 수집은 전송되는 데이터와 이전 데이터를 비교하여 변화가 있을 시에만 데이터 압축방식을 이용하여 저장하였고, 최대/최소온도, 최대/최소압력, 온도/압력기울기 등의 운전 데이타를 기 설정된 과도상태의 전체 변수와 비교하여 오차율 범위내에 들면 동일한 과도상태로 판단하였다. 원자로 냉각재 계통의 온도 및 압력과 같이 계기 오차가 비교적 작은($\pm$1$^{\circ}C$) 운전변수는 과도상태 판단이 용이하나 오차가 큰 운전변수의 경우에는 과도상태 판단을 위한 보다 상세한 알고리즘의 개발이 필요하다.
본 논문은 3상 동기발전기의 과도 특성을 분석하기 위해 MATLAB/ SIMULINK를 이용하여 모델링하였으며 동기발전기 출력단의 개방 및 3상 단락 회로 조건에 따른 특성곡선을 분석하였다. 정상상태, 과도상태 및 차과도상태 구간에서 고정자 권선, 회전자 권선 및 댐퍼 권선 등이 갖는 자기 인덕턴스 및 상호 인덕턴스 특성 관계와 자속 변화특성 등을 수학적 모델 기반의 소신호 모델링을 통해 3상 동기발전기를 등가적으로 모델링하였다. 시뮬레이션을 통해 얻은 값에 의해 과도상태와 차과도상태의 모터 데이터를 분석하고 단락상태의 시간 상수를 계산하여, 동기발전기의 3상 단락 조건에서 초기 과도 및 과도상태의 특성을 검증하였다.최종적으로, 이론적 공식에 의해 계산 된 동기 발전기의 파라미터는 시뮬레이션 결과와 일치하며 오차는 2 % 범위 내에 있다.
핵연료봉의 과도상태 출력준위는 핵연료봉의 과도상태 거동에서 가장 중요한 변수중의 하나이다. 핵연료 성능 데이타베이스의 분석과 핵연료의 과도상태 거동에 영향을 줄 수 있는 핵연료봉 출력이력, 속중성자속, 농축도 및 주기길이 등의 인자들의 민감도 분석을 통해서, ANS 과도조건 I 및 II에서 핵연료봉의 기계적 건전성이 유지되는 허용가능 과도상태 출력을 구하기 위해 일반적으로 적용이 가능한 방법론이 유도되었으며, 이를 통해 17$\times$17 KOFA 핵연료봉의 허용가능 과도상태 출력이 연소도의 함수로써 결정되었다. 이 방법론을 도입함으로써, 현재와 같이 매 주기마다 핵연료봉 과도상태 설계분석을 수행할 필요가 없이 단지 해당주기에서의 과도상태 최대 출력준위 평가로써 핵연료봉의 과도상태 설계를 대체할 수 있으며, 17$\times$17 KOFA 핵연료에 대하 낮은 연소도영역에서 기존의 최대 허용 과도상태 출력 준위인 591 w/cm보다 큰 최대 689.5 w/cm까지 허용함으로써 원자로 운전에 유연성을 줄 수 있다.
본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP(Dynamic Simulator for Nuclear Power-plants)언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차 냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해 본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 최종정상상태를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. 최종 정상상태 회귀 이전의 동적 거동을 원자로 설계자료인 예비 안전성 평가 보고서(PSAR)와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전 자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다.
본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP 언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 '최종정상상태'를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. CANDU-6 단계감발 운전시 동적 거동을 원자로 설계자료인 '예비 안전성 평가 보고서(PSAR)'와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다
한국은 산과 강이 많고 평야가 적은 지형적 특성상 터널 구간, 교량 구간 등이 많고 철도 차량이 이러한 구간들을 통과할 때 차량 내부에서 발생되는 과도 소음 또한 자주 발생하게 된다. 정상상태에서 소음에 비하여 과도상태에서 소음은 특성이 급격히 변화하여 승객들에게 더욱 큰 성가심을 유발할 수 있다. 특히 국내에서 운행중인 KTX 와 KTX 산천과 같은 고속철도의 경우 빠른 운행 속도로 인하여 과도 소음의 정도 또한 높아지게 된다. 따라서 더욱 정숙한 승객들의 승차 환경을 조성하기 위하여 과도상태에서의 실내소음 특성분석은 그 중요성이 더욱 커지고 있다. 본 연구에서는 고속철도가 감속 가속할 때, 터널을 통과할 때, 교량 위를 운행할 때, 차량이 교행할 때 등의 과도 상태에서의 실내 소음 특성을 음질평가의 방법으로 분석하고 정상상태에서의 소음 특성과 비교하였다.
본 논문에서는 태양광 배터리 충전 시스템에서 충전 모드가 변환될 때 과도상태를 보상하기 위한 알고리즘을 제안한다. 제안하는 알고리즘은 기존의 정전류-정전압 충전 알고리즘을 기반으로 정전류 모드에서 정전압 모드로 변경될 때 과도상태를 보상하기 위한 최적의 제어기법을 추가함으로 기존 알고리즘보다 우수한 과도 특성을 갖는다. 본 논문은 3kW급 PSIM 시뮬레이션을 통해서 제안하는 충전제어 알고리즘의 우수한 제어특성을 검증하였다.
지금까지 영구자석 동기 전동기의 구동에 있어서 약자속에 대한 연구는 대부분 정상상태에서의 전류제어성능에 초점이 맞춰져 왔다. 그러나 전류 지령이 급변하는 상황에서는 신속하게 정상상태에 이르는 것이 중요함에도 불구하고, 이에 대한 연구는 많지 않았다. 본 논문에서는 약자속(Flux Weakening) 운전시 전류제어의 과도상태를 개선하여 정상상태에 빠르게 도달하도록 하는 약자속기법을 제안하였다. 제안된 방법은 정상상태의 전류 지령을 결정하는 약자속제어기와, 과도상태에서 전압 여유분을 확보하여 빠르게 정상상태에 이르도록 하는 과도 지령 수정기로 구성된다. 컴퓨터를 이용한 모의 실험과 11kW 영구자석 전동기에 대한 실험을 통하여 제안된 약자속기법의 성능을 확인하였다.
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.
2차원 혼합 모드 소자-회로 시뮬레이터를 이용한 과도상태 해석의 알고리즘을 제시한다. 1변수 muller 및 regular falsi법을 회로의 절점 전압과 분기(branch) 전류를 계산하는데 적용하였다. 제안된 알고리즘의 정확도와 유호성을 검증하기 위해 PN 다이오드의 양극(anode)에 저항이 직렬로 연결된 회로의 모의실험을 수행한 결과, MEDICI의 모의실험 결과에 비해 과도상태에서 전류 및 전압 특성은 각각 0.06%, 0.2% 오차 범위 한도 내에서 일치함을 보였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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