• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1994.11a
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• pp.150-154
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• 1994

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

• Journal of Energy Engineering
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• v.4 no.1
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• pp.103-114
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• 1995

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.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 1995.04a
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• pp.318-321
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• 1995

원자력 발전소의 안전성 보장 및 신뢰성 향상을 위하여 시운전 단계에서 원자력 발전소내 안전등급에 해당하는 배관계통의 상태 확인을 위하여 각종시험을 하도록 되어있다. 특히 새로운 설계기념, 크기 또는 용량을 갖는 원자로 모델에 대해서는 필수적으로 건전성 평가를 하게 되었다. 이를 위해 발전소 건설기간에 시행하는 고온 기능시험 중에 원자로 주변 주요 시스템인 원자로 냉각재 루프 계통에 대한 건전성 확인을 위해 압전형 고온 가속도 센서를 이용하여 정상운전상태의 진동을 측정하여 시스템 진동거동을 규명하였다. 배관시스템의 일상운전상태는 유체의 흐름과 기기운전이 일정한 정상상태와 펌프의 기동 또는 정지 및 밸브의 급격한 개폐등으로 발생하는 과도상태로 나눌 수 있다. 따라서 두 가지 상태의 진동을 측정해야 한다. 배관계통은 정상운전 상태로 설계수명을 유지할 수 있어야 하므로 정상진도잉 최소화 되어야 한다. 진동 평가기준은 배관재질의 응력(S/N 커브) 곡선을 참조하여 설계수명내에 손상이 일어나지 않도록 재료의 허용응력을 산정하고 이를 진동변위로 환산하여 정한 것이며 이 값에 측정 데이타를 비교하여 1차계통 배관의 건전성을 확인하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 1999.11c
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• pp.600-602
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• 1999

원자력발전 비율이 증가함에 따라 전기에너지의 효율적인 이용과 원자력발전의 경쟁력 제고를 위하여 원자력발전소(이하 원전)의 부하추종운전 필요성이 점점 커지고 있다. G7과제의 하나로 개발되고 있는 차세대원자로(KNGR, Korean Next Generation Reactor)는 경쟁력 있는 원전의 설계를 위하여 "일일부하추종운전 능력의 확보"를 기본 성능요건의 하나로 하여 개발되고 있다. 그러나 수동으로 원자로출력분포를 제어하는 기존 원전의 제어방식으로는 상기목표를 충족시키기 어려워 원자로의 출력분포와 출력을 동시에 제어하는 새로운 자동 제어방식을 도입하였다. 본 논문에 기술된 제어방법은 원자로 출력분포 상태에 따른 비선형 제어방법이 적용되며 목표출력 부근에서의 Oscillatory Behavior 방지를 위해 설정된 Deadband 내에서의 다른 상태변수를 제어하기 위한 알고리즘도 포함된다. 개발된 제어방법의 성능을 확인하기 위해 원자로 증기공급계통 전체를 모델링한 성능분석 Simulator를 이용한 Numerical Simulation을 수행하였다. 일일부하추종운전은 100-50-100%P[$(10{\sim}16)-2-(10{\sim}4)-2$ hr] power cycle over a 24-hour period, 주파수제어는 일반적인 Grid Follow에 대해 Simulation하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.141-146
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• 1995

본 연구에서는 원자로의 충수 및 배기가 완료된 상태에서부터 원자로 출력 2%까지의 운전을 자동으로 운전하는 자동기동 시스템 개발에 필요한 자동제어 운전모드를 개발하였다. 이를 위하여 종합운전절차서를 분석하고 원전 시뮬레이터를 운전하여 자동화에 필요한 운전절차와 자동제어범위를 도출하였다. 자동기동 시스템 설계를 위하여 4개의 운전모드를 정의하고 운전원의 개입이 필요한 7개의 운전유지대를 설정하였다. 각 운전모드 자동화에 필요한 자동제어 알고리즘을 개발하기 위하여 운전에 필요한 제어변수 및 제어대상 기기를 선정하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.227-232
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• 1997

본 연구에서는 원자로의 충수 및 배기가 완료된 상태에서부터 원자로 출력 2%까지의 운전을 자동화한 원전 가열운전 자동화시스템을 개발하였다 본 시스템을 개발하기 위해 운전절차서와 운전원 업무경험을 바탕으로 운전모드, 자동화 범위, 자동제어대상 등을 선정하였고, 이를 기반으로 지능형 감독자시스템, 디지털 분산제어시스템, 그리고 신호연계시스템으로 구성된 가열운전 자동화시스템을 개발하였다. 개발된 시스템의 성능을 확인하기 위해 993 MWe급 가압경수로를 모의화한 계측제어 시험검증설비와 연계하여 검증 실험을 수행하였다.

• Journal of KSNVE
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• v.8 no.4
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• pp.723-732
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• 1998

원자력 발전소에서 운전되고 있는 원자로 냉각재 펌프는 대형 수직 펌프로서 증기 발생기로부터 원자로에 냉각재를 순환시키는 중요한 역할을 담당하고 있다. 원자로 냉각재 펌프는 운전 조건 및 각종 결함에 따라 진동, 열적 변형, 마모 등의 비정상 상태에서 운전될 수 있으며, 이로 인한 발전소 신뢰성 저하의 원인이 된다. 따라서 이 펌프의 감시 및 진단에 대한 연구가 계속되어 왔으며 각종 시스템이 설치 운용되고 있다. 그러나 미국내의 거의 모든 냉각재 펌프 감시 시스템은 펌프의 고진동 여부만을 나타내며 진동의 원인을 진단하기 어렵다. 본 연구에서는 최근까지 주로 발생되었던 미국내 원자로 냉각재 펌프의 문제점을 분석하고 이들의 원인별 진동 특성을 지식베이스화 하였으며, 진단시스템 개발을 위한 알고리즘을 제안하였다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.25 no.1
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• pp.15-22
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• 2016

The heat transport system transients of Wolsong 2,3,4 nuclear power plants were analysed during abnormal operating conditions. The compliance with requirements of AECB Regulatory Document R-77 for CANDU reactor was estimated. The analysis results showed that for each postulated accident the peak pressure values in the reactor headers are within the acceptance criteria given in ASME code requirements. The effect of LRV that is one of the overpressure protection device was very minor.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1999.05a
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• pp.107-112
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• 1999

AMBIDEXTER(Advanced Molten-salt Break-even Inherently-safe Dual-mission Experimental & Test Reactor) 핵연료계통은 Th/$^{233U}$ 불화용융염으로 구성되어 있으며, 핵분열생성물질의 운전중 연속재처리가 가능하여 운전상태에 따라 원자로내 연료물질의 농도분포를 정확하게 계산하는 것은 원자로 설계에 있어 주요 기술이다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.783-788
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• 1998

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.