• 제목/요약/키워드: 웨스팅하우스

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최적 계통분석 코드를 이용한 웨스팅하우스형 원자력발전소 시뮬레이터용 핵 증기 공급 계통 열수력 프로그램 독자평가 및 시험 (Non-Integrated Standalone Test of An Nuclear Steam Supply System Thermal-Hydraulic Program for the Westinghouse Type Nuclear Power Plant Simulator Using A Best-Estimate Code)

  • 서인용;이명수;이용관;서재승;권순일
    • 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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    • 한국시뮬레이션학회 2004년도 춘계학술대회 논문집
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    • pp.101-108
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    • 2004
  • KEPRI has developed an Nuclear Steam Supply System(NSSS) thermal-hydraulics simulation program (called ARTS-KORI), based on the best-estimate system code, RETRAN, as a part of the development project for the KORI unit 1 Nuclear Power Plant Simulator. A number of code modifications, such as simplifications and removing of discontinuities of the physical correlations, were made in order to change the RETRAN code as an nuclear Steam Supply System thermal-hydraulics engine in the simulator. Some simplified models and a backup system were also developed. This paper briefly presents the results of non-integrated standalone test of ARTS-KORI.

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최적 계통분석 코드를 이용한 웨스팅하우스형 원자력발전소 시뮬레이터용 핵 증기 공급 계통 열수력 프로그램 개발 (Development of An Nuclear Steam Supply System Thermal-Hydraulic Program for the Westinghouse Type Nuclear Power Plant Simulator Using A Best-Estimate Code)

  • 서재승;전규동;이명수;이용관
    • 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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    • 한국시뮬레이션학회 2004년도 춘계학술대회 논문집
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    • pp.94-100
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    • 2004
  • KEPRI has developed an Nuclear Steam Supply System(NSSS) thermal-hydraulic simulation program (called ARTS-KORIl) based on the best-estimate system code, RETRAN, as a part of the development project for the KORI unit 1 nuclear power plant simulator. To develop the RETRAN code as an NSSS T/H engine for the simulator, a number of code modifications, such as simplifications and removing of discontinuities of the physical correlations, were made to satisfy the simulator requirements of robustness and real time calculation capability Some simplified models and a backup system were also developed to simulate some transients that cannot be efficiently calculated by the RETRAN part of ARTS-KORIl.

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고리 3/4호기 음의 중성자속 변화율 트립설정치 제거 연구

  • 이재용;이창섭;송동수;김종걸;이동혁
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.543-548
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    • 1996
  • 이 연구의 목적은 고리 3/4호기 및 영광 1/2호기의 음의 중성자속 변화율에 의한 원자로 트립(NFRT) 설정치를 제거하여 불의의 제어봉 낙하 사고시에 원자로 트립을 방지하는 것이다. 현재의 인허가된 안전해석 방법론에 의하면 제어봉 낙하사고시에 NFRT에 의하여 원자로가 트립되고 결국 발전소의 이용율이 감소하게 되는데 본 연구에서 적용된 새로운 방법론으로는 이 NFRT 보호신호 없이도 제어봉 낙하사고시에 발전소의 안전성을 입증할 수 있다. 안전분석은 주기별로 다른 핵설계 자료 즉, 냉각재 온도상수, 전출력에서의 제어봉가 및 제어봉 삽입한계 등을 이용하여 수행되었다. 웨스팅하우스형 연료인 OFA 및 V5H에 대하여 고리 4호기 6주기외 3개 주기에 대하여 분석되었다. 분석된 주기들에 대해서 NFRT 신호 없이도 핵비등 이탈률(DNBR) 설계기준을 모두 만족하였다. 그러므로 고리 3/4호기 및 영광 1/2호기의 NFRT 신호는 제거할수 있고 이로써 제어봉 낙하사고시의 발전소 불시정지를 방지할수 있다.

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원자력기술의 자립:고리원자력 1호기 준공

  • 염택수
    • 전기의세계
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    • 제46권7호
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    • pp.36-39
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    • 1997
  • 고리원자력 1호기는 70년대 초 원자력의 제반기술, 인력, 관련산업 등 산업환경이 취약하였던 시절에 미국 웨스팅하우스사의 계약자 주도형 방식에 의해 건설되어 1978년 4월 상업운전을 개시한 국내 최초의 원자력 발전소이다. 건설당시 원전건설 경험부족과 국내 관련산업 기반의 취약성 때문에 한전 등 국내 업체가 참여할 수 있는 분야는 제한적이었으나 한전은 고리원자력 1호기의 건설에 참여함으로써 시공과 사업관리 등 건설기술을 외국 업체를 통하여 습득할 수 있었으며 이후 후속기 건설을 통하여 기술을 축적함으로써 현재에는 한국 표준형 원전을 북한에 건설할 수 있는 기술적 자립기반을 갖추는데 중요한 전기가 되었다. 한편 최초원전으로서 설비상의 문제점을 지속적인 설비개선과 철저한 예방정비 및 운영관리로 극복하고 1997년 3월 한주기무고장운전을 달성함으로써 원전 운영기술 축적 및 도약의 전기를 마련하는 등 국내 최초의 원자력 발전소로서 국내 원전기술의 자립을 이룩하는데 주요한 역할을 하여왔음은 주지의 사실이다. 우리나라 원자력산업이 여명기를 거쳐 도입과 정착과정을 통해 고리원자력 1호기가 국내 원전기술 자립에 기여한 과정을 조명해 보고자 한다.

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WH형 950MWe 원전 운전최적분석기 개발 (Development of Westinghouse 950 MWe-type NPA)

  • 홍진혁
    • 한국에너지공학회:학술대회논문집
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    • 한국에너지공학회 2003년도 춘계 학술발표회 논문집
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    • pp.473-483
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    • 2003
  • 본 논문은 안전해석 등에 사용되는 RETRAN-3D 등 최적해석 코드를 기반으로 하면서도 복잡한 하드웨어 없이 간편한 GUI (Graphic User Interface)를 이용하여 광범위한 발전소 과도상태를 해석하기 위한 다양한 기능을 통해 시뮬레이션 조작을 쉽게 할 수 있는 웨스팅하우스형 950MW급 최적 원전운전분석기 (Nuclear Plant Analyzer)를 다루고자 한다. WH형 950MW 원전 운전최적분석기는 기존의 단순한 Point Kinetics 모델이 아닌 정교한 3D 실시간 노심모델과 RETRAN 코드를 기반으로 하는 실시간 NSSS 열수력 모델 (ARTS)이 통합된 모델을 갖추고 있으며, 해당형식발전소 (WH 3 Loop PWR Plant : 고리 3,4호기, 영광1,2호기 원전)의 여러 가지 과도사고를 실시간으로 정상, 비정상, 비상운전 등으로 모의할 수 있도록 개발되었다. 모의결과 주요 과도 상태의 결과가 해석한 결과와 잘 일치하였으며, 해당형식 발전소 과도 분석이나 규제요원 훈련에 이용될 계획이다.

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차세대원전 Information Network Architecture 개발

  • 이광대;정학영;박현신
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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    • pp.265-270
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    • 1997
  • 차세대원자로(II)에서 개발중인 I&C 계통은 기존 아나로그 신호 체계를 가진 한국 표준형이나 웨스팅하우스형의 원전에 비해, 완전 디지탈화 및 소프트웨어에 의한 제어와 보호 기능 수행, 정보 계통의 클라이언트/서버 개념의 도입등 개선된 성능과 신뢰성을 바탕으로한 운전 지원 향상을 주요한 설계 목표로 추진중에 있다. 정보 흐름의 통로 역할을 수행하는 I&C 분야의 Data Communication Network (DCN)의 성능과 신뢰도는 정보 계통의 전체적인 성능과 신뢰도에 매우 중요하며, 특히 Network Architecture가 핵심 기술로써 개발 중에 있다. 본 논문에서는 차세대 원전의 비안전성 정보 계통에 대해 기술하고, Information Network 의 성능 요건을 설정하였다. 또한 Information Network 설계를 위한 Traffic Load 를 간략히 분석한후, 이 결과로부터 Network Performance 증가를 통한 전송 신뢰도 향상을 위한 Information Network Topology 와 Architecture를 개발하였다.

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원전 계측제어 시험검증설비 개발 및 응용

  • 권기춘;박원만;송순자
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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    • pp.317-322
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    • 1997
  • 앞으로 건설되는 원전의 계측제어계통은 디지털 기술로 설계될 전망이다. 그러나 디지털 기술을 원전 계측제어계통에 적용하는데 있어서 디지털 기술이 원전의 안전성이나 신뢰도에 영향을 미치지 않는다는 사실을 보증하여야 하며, 디지털계통의 기능과 성능에 대한 확인/검증은 원전에 설치되기 전에 수행되어야 한다. 계측제어 시험검증설비의 목적은 새롭게 개발되는 디지털 제어 및 보호 알고리즘, 경보축약 알고리즘 또는 운전지원계통등의 성능을 검증하기 위함이다. 시험검증설비의 소프트웨어는 웨스팅하우스형 993 MWe 가압경수로를 모델링한 수학적 모델링과 시험검증설비를 운용하기 위하여 필요한 종합운용프로그램으로 구성된다. 하드웨어는 공학용 워크스테이션, 시험용 패널, 개발되는 계통과의 인터페이스를 위한 VXI 인터페이스 모듈, 그리고 공유메모리의 값을 시험대상 시작품으로 전송하는 Ethernet 모듈 등으로 구성된다. 사용자 인터페이스로 할덴 원자로 프로젝트에서 개발된 Picasso 그래픽 도구를 이용한 화면과 60개의 주요변수의 값을 CRT에 표시하는 기능을 제공한다. 계측제어 시험검증설비를 응용한 계측제어계통 시작품은 정상운전 및 과도상태에서 적절한 시험결과를 제공하였다.

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웨스팅하우스형 V5H 원전 연료 제조를 위한 소결체 장입 장비 개발

  • 공상필;신세용;이용성;황창환;권용복;김풍오
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.617-622
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    • 1995
  • 원전 연료는 이산화 우라늄의 원통형 소결체를 지르칼로이 피복관에 장입 시킨 원전 연료봉을 집합체 다발로 조립하여 제조된다. 지금까지 국산 연료에는 연료봉의 전길이에 대하여 일정한 농축도의 소결체가 장입 되도록 설계 및 제조되어 왔다. 그러나 Westinghouse의 V5H 연료에서는 연료봉의 상 하단에 각각 6 인치 길이의 천연 우라늄 소결체가 추가로 장입 되어야 하는 이른바 Axial Blanket 연료 제조 기술을 요구하고 있어서 새로운 장비의 도입 또는 개발이 필요하게 되었다. 기존의 소결체 장입 공정은 Siemens사에서 도입된 기술로써 연료봉 양단에 Axial Blanket을 장전 할 수가 멀게 되어 있다. 따라서 기술적으로 Axial Blanket 연료의 제조가 가능할 뿐 아니라 연료의 제조 건전성을 보다 향상시킬 수 있고 생산성이 우수한 장비를 국내 기술로 국산화 개발하였다.

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원자력발전소 노내 중성자 분포 측정 설비의 검출기 구동시스템 개발 (Developing the Detector Drive System of In-core Flux Mapping System for Nuclear Power Plant)

  • 조병학;신창훈;변승현
    • 대한전기학회:학술대회논문집
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    • 대한전기학회 2003년도 하계학술대회 논문집 D
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    • pp.2435-2437
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    • 2003
  • 원자력발전소의 노내 중성자 분포 측정 설비는 고장이 발생하여 기능을 상실하면 발전소를 정지하여야 하는 매우 중요한 설비이다. 국내 가압 경수로형 원전에 사용되고 있는 노내 중성자 분포 측정 방식은 이동식과 고정식으로 구분되며, 고리 1, 2, 3, 4호기, 영광 1, 2호기 및 울진 1, 2호기처럼 미국 웨스팅하우스사와 프랑스 프라마톰사가 공급한 원전은 이동식 측정 방식을 채택하고 있고, 그밖에 미국 CE사가 공급한 원전 및 한국 표준형 원전은 고정식 측정 방식을 채택하고 있다. 이동식의 경우 측정 설비의 검출기 구동시스템은 원자로 내부에 설치되어 있는 심블에 검출기를 삽입 또는 인출하면서 검출기가 중성자 분포 정보를 취득한 수 있도록 기계적인 구동 메커니즘을 제공한다. 기존 설비는 협소한 공간에 통로선택기를 복층으로 배치하여 검출기가 지나가는 통로의 구배가 심한 관계로 마찰이 커져 구동설비에 잦은 고장이 발생하였고, 구조적으로도 신뢰성이 떨어지는 문제점을 갖고 있었다. 본 논문에서는 신뢰성이 높고 통로에서의 마찰이 적은 새로운 개념의 이중색인 통로선택기와 구동장치의 설계와 제작 및 적용 결과 등을 다룬다.

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고리 1호기 계속운전 추진 현황

  • 정성두
    • 원자력산업
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    • 제27권4호통권290호
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    • pp.46-50
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    • 2007
  • 고리 1호기는 한국에서 최초로 규제 기관에 계속운전을 신청한 원전이다. 2007년 6월에 설계 수명 기간 만료가 되는 고리 1호기는 규제 기관으로부터 계속운전(Continued Operation)에 대한 안전성 심사를 받고 있다. 한수원은 고리 1호기 계속운전 승인을 금년 12월에 받기 위해 최선을 다하고 있으며 지역 주민의 사회적 수용성 확보를 위해 노력중이다. 고리 1호기의 계속운전 기간 동안 안전성을 평가하고 정리한 안전성평가보고서를 한수원은 2006년 6월에 정부에 제출하였다. 고리 1호기는 웨스팅하우스의 2루프 가압경수로이다. 이와 동일한 원전인 일본의 미하마 1,2호기와 겐까이1호기가 계속운전중이며, 미국의 기네이와 포인트 비치 1,2호기가 계속운전 승인을 받았다. 제출한 안전성평가보고서에 대해 한국원자력안전기술원이 심사중이며, 해외 원전과 같이 계속운전을 할 수 있을 것으로 예상하고 있다. 또한 계속운전을 위한 사회적 수용성(Public Acceptance) 확보는 설비의 철저한 안전성 확보 및 지역 주민의 공감대 형성을 통해서 이루어질 것이다. 설계 수명 이후 원자력발전소를 계속 운전하는 것은 이미 선진국에서 시행되고 있다. 2007년 3월 기준으로 미국에서 48기가 운영 허가 갱신 승인을 받았고, 영국은 8기, 일본은 12기가 계속운전중이다. 고리 1호기 성능 지표를 개선시키기 위해서 한수원은 증기발생기, 저압 터빈, 원자로 냉각재 펌프 내장품, 주변압기, 주발전기 등을 교체하였으며, 수명관리 연구, 주기적안전성 평가, 환경 영향 평가를 수행하였다. 2005년 9월에는 미국의 운영 허가 갱신 제도를 참조하여 원자력법이 개정되었다. 이에 한수원은 개정된 원자력법에 맞추어 주기적 안전성평가, 주요 기기에 대한 수명 평가 및 방사능 환경 영향평가를 하였다. 이 세가지 보고서들로 구성된 안전성평가보고서를 2006년 6월에 규제 기관에 제출하였다. 계속운전은 한국을 비롯하여 부존 자원이 부족한 국가들에게는 에너지 자원의 효율적 활용 및 온실 가스 배출을 고려할 때 반드시 필요한 것이다.

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