손실비용을 고려하여 발전소 효율에 큰 영향을 미치는 복수기의 운전 관리 방안을 연구하였다. 2013년 S발전소의 해수온도는 복수기 압력과 뚜렷한 상관관계를 보였으며, 해수온도가 변화함에 따라 복수기 압력은 설계 압력 38.1 mmHg 보다 -1.7~+20 mmHg의 차이로 운전되었다. 제작사에서 제시한 열소비율 보정곡선을 통해 복수기 압력 1 mmHg 증가시 1,2호기 0.0201%, 3,4호기 0.0155%의 효율 손실과 1,2호기 12,830 원/h, 3,4호기 9,832 원/h의 시간당 손실비용이 발생함을 알 수 있었다. 또한 계절별 대응운전, 설비 노후화, 예방정비 시점에 따른 손실비용의 차이를 확인하고 월별 관리범위를 설정하였다. 이를 통해 운전 관리범위 준수, 손실비용을 고려한 정비 계획 수립으로 최소 2.5억원/년(1호기, 40일 정비)의 관리적 손실을 줄일 수 있을 것으로 판단된다.
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.
본 연구에서는 150 MW 화력발전소를 기준하여 발전소 건설지역의 최저 대기온도 $-17.1^{\circ}C$부터 최대 대기온도 $36.7^{\circ}C$까지를 $3^{\circ}C$의 일정한 간격으로 구분하여 복수기 압력이 증기터빈의 배압조건을 만족하는 대기온도별 송풍기 수량을 검토하였다. 공랭식 복수기는 대기온도 및 송풍기 운전수량 변화에 따른 냉각공기 순환량에 영향을 받아 운전조건이 변경이 되므로, 대기온도가 복수기 설계기준온도 이상의 경우에는 공랭식 복수기 송풍기의 운전수량을 최대로 해야 하고, 대기온도가 복수기 설계기준온도 미만의 경우에는 증기터빈 배압 운전조건을 만족하는 범위 내에서 송풍기 운전수량을 변화시켜 공랭식 복수기에 가해지는 공기 순환량을 감소시키는 것이 안정적인 발전소 운영을 하는 것임을 확인하였다.
원자력발전소의 순환수 계통 해수배관에 차단밸브가 설치되어 있지 않을 경우 복수기 내부 세관(튜브)에서 해수 누설 등의 이상 발생시, 정비 및 보수를 위해 최소한 순환수 펌프 1대를 정지하여야 하며, 최악의 경우에는 발전정지를 하여야 한다. 그러나 순환수 계통 해수배관에 차단밸브를 설치할 경우, 복수기 이상 발생 시 병열로 연결된 복수기의 해당 수실만 차단 가능함으로 발전소 출력 손실을 최소화 할 수 있다. 본 논문에서는 원자력발전소 순환수 계통의 복수기 수실에 차단밸브를 설치할 경우, 순환수 계통의 유량변화, 계통의 구조적 건전성, 복수기 진공도에의 영향을 평가하였다. 평가결과, 복수기 수실 차단밸브 설치에 따른 유량은 밸브 완전 개방시 0.3% 감소하며, 완전 잠금시에는 4.5% 감소하였다. 또한 유량감소에 따라 복수기 진공도는 떨어지나 계통의 건전성은 유지됨을 알았다.
The present study performs a test of a change in a condenser pressure on two kinds of power plants having different condenser pressure-heat rate correction curve and evaluates the results. According to a result of the test, it is confirmed that a sub-critical drum type steam power plant is optimally operated at the condenser pressure of 38㎜Hga that is designed, even during winters. On the other hand, it can be found that a supercritical once through type steam power plant operated at the condenser pressure that is reduced below a design value, that is, up to 28㎜Hga during winters is advantageous in view of turbine efficiency and is operated without a problem in facility operation such as moisture erosion, turbine vibration, etc. Also, the present study compares and reviews a condenser pressure-heat rate correction curve proposed by a manufacturer and a test value. The present study proposes optimum condenser operation pressure capable of concurrently satisfying the stable operation and efficiency improvement of the power plant facility that is operating, making it possible to support an efficient operation of a power plant.
발전소 안전성 평가 시 최적해석 코드를 사용함으로써 코드 모델의 보수성을 최소화하고, 해석 조건의 보수성을 확보하도록 다양한 범위의 초기조건을 표본 추출하여 결정하는 방법을 수립하였다. 제시된 방법론의 적용성을 확인하기 위하여 국내 경수로를 참조발전소로 선정하고 첨두 압력이 주요 안전기준이 되는 복수기 진공상실사고에 대한 안전성평가를 수행하였다. MOSAIQUE 프로그램을 이용하여 100가지 다른 초기조건을 생성하고, 자동적으로 과도해석을 수행함으로써 가장 보수적인 결과에 대한 첨두 압력을 얻을 수 있었다. 새로운 방법론에 의해 얻어진 안전여유도는 기존의 방법론과 유사한 수준을 가졌는데, 안전성 평가를 위해 소요되는 시간과 노력을 획기적으로 줄일 수 있음을 확인하였다.
본 연구의 목적은 에어컨 사이클 성능해석에 있다. 응축기, 증발기, 팽창밸브 및 압축기는 냉동사이클을 구성하는 핵심요소이다. 사이클의 개별적인 구성요소들에 대한 해석 기법들을 합리적으로 통합하여 다양한 운전조건에서 에어컨 시스템 성능예측이 가능하도록 하였다. 응축기 압력은 압축기 질량유량과 팽창밸브 유량이 일치하도록 반복계산에 의해 획득되며, 증발기 압력은 목표 흡입과열도가 획득되도록 압축기 흡입엔탈피를 반복계산에 의해 획득되었다. 더 나아가서 복수 실내기를 장착한 에어컨 시스템의 성능이 예측될 수 있도록 알고리듬들이 마련되었으며, 이들 모델들에 대한 해석결과를 제시하였다. 소프트웨어의 정확성은 실험결과에 의해 증명 되었다. 특히, 8.3 kW급 모델의 실험결과와 비교함으로써, 소프트웨어의 정확성이 다양하게 검정되었다. 해석결과로써, 정확성은 대체적으로 10% 이내에 있는 것으로 확인되어 우수한 신뢰성이 확보되었다.
원자로 건물 내부에는 원자로의 안전운전을 위한 다수의 계통, 구조물 및 기기들이 위치하고 있다. 원자로의 안전과 직결되는 안전계통 변수 (수위, 압력) 들은 경우에 따라서는 현장확인이 요구된다. 원자로 가동 중에 운전원에 의한 안전계통변수의 현장확인이 용이하도록 원자로 건물 내부의 출입구 (2 중문) 부근에 수위계, 압력계 등의 현장계기가 위치하고 있다. 본 논문에서는 일본의 (주) 동경전력이 공개한 후쿠시마 제 1 원자력발전소 1 호기 원자로건물의 IC (비상용 복수기, isolation condenser) 조사영상에 나타나는 현장계기의 영상인식에 대해 기술한다. 조사 영상의 분석에 의하면 현장계기들은 기계식의 아날로그 타입이다. 아날로그 타입의 기하구조를 이용하여 계기판 눈금을 인식하고, 계기판 바늘의 기울기 계산을 통해 계기판을 영상 판독할 수 있었다. 이러한 계기판의 영상판독은 후쿠시마 원전 사고와 같이, 고방사선 피폭 우려로 인해 사람대신에 로봇이 원자로 건물내부에 진입하여 주요 계통, 구조물 및 기기의 현장계기를 판독한다고 가정하면, 유용한 기능이다.
국산 개발 분산 제어시스템의 발전 설비에의 적용을 위해서는 시뮬레이터를 이용한 제어 시스템의 기능 및 신뢰성 등의 검증이 선행되어야만 한다. 본 논문에서는 제어 시스템 검증용 시뮬레이터를 개발하는데 있어서, 제어 모델 중 발전소 기동 초기에 보일러 압력을 조절하고, 정상 운전 중 보일러의 과대 압력 상승을 방지하기 위해 보일러에서 발생한 증기를 복수기로 방출하는 터빈 바이패스 계통의 제어 모델을 개발하였다. 제어 모델 개발을 위해, 통합 시뮬레이션 개발 환경에서 활용가능한 제어 로직 구현 툴을 개발하였다. 또한 개발한 툴의 기능은 개별 기능 블럭의 설계 사양에 기반한 시뮬레이션에 의해 검증을 하였으며, 개발한 툴을 이용하여 고압 터빈 바이패스 계통의 압력 제어 로직을 구현하였다. 500 MW급 표준 석탄화력 발전소 공정 모델과 보일러 제어 모델, 터빈 제어 모델 등 타 계통의 제어 모델과의 연계를 통한 통합 시뮬레이션을 통해 개발한 제어 모델의 효용성을 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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