• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.359.1-359
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• 1999

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.49-55
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• 2016

This paper analyzed a root cause of abnormality in the temperature and vibration at generator-side bearing of motor generator set (MG Set), which is a power supply system to control element drive mechanism (CEDM) of nuclear power plants (NPPs), and modified the design of roller-type and sealing method to improve the abnormalities. From the inspection of MG Set and analysis of temperature variation during service, it was found that the abnormal temperature transition was basically associated with original design of generator-side bearing, whose roller was axially restrained by inner race, and that the abnormal vibration level was caused by inserting small chips of cage and V-ring, which were generated due to the abnormal temperature transition at roller bearing. Type of bearing and sealing method were modified based on these analyses. The temperature and vibration level measured at roller bearing showed that the modifications clearly improved the operational stability of MG Set.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.345.2-345
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• 2002

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2005년도 춘계학술발표대회 개요집
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• pp.241-243
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• 2005

• 전산구조공학
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• 제10권3호
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• pp.225-231
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• 1997

제어봉 구동장치(CEDM)의 동적거동은 원자로의 동적거동과 연동되어 있어, 두 구조물 간의 상호 동적 특성을 이해한 후 CEDM의 설계 개선 방향을 정립해야 한다. 원자로와 CEDM을 각각 1차 질량 및 2차 질량으로 하는 2 자유도계로 단순화하여 상호 동적 영향을 검토하고, 두 질량의 응답을 모두 감소시키는 최적의 .mu.-f곡선을 제시하였다. 설계 개선은 고유진동수비 f를 가능한 0.93부근으로 수렴시켜야 하며, 질량비 .mu.는 감소시키지 않아야 하고, 제시된 최적의 .mu.-f곡선에 접근시키는 방향으로 해야 함을 제안하였다. 이에 따라 CEDM의 부품들의 설계를 최적화하여 원자로와 CEDM의 변위 응답비를 각각 10.5-19.7%와 6.3-3.4%씩 모두 감소시킬 수 있었다.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제25권12호
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• pp.807-814
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• 2015

A control rod drive mechanism(CRDM) is a reactor regulating system, which inserts, withdraws or maintains a control rod containing a neutron absorbing material within a reactor core to control the reactivity of the core. The top-mounted CRDM for Jordan Research and Training Reactor(JRTR) with 5 MW power has been designed and fabricated based on the HANARO's experience through KAERI and DAEWOO consortium project. This paper describes the performance qualification test results to demonstrate the operability of a prototype and four production CRDMs during the reactor lifetime. The driving performance, the drop performance and the endurance tests for CRDM are carried out at a test rig simulating the actual reactor conditions. A vibration of internal components due to the coolant flow is also measured using a laser vibrometer. As a result, the CRDMs are driven having a good driving performance without a malfunction between command and output signals for the stepping motor. Also, the pure drop time and the impact acceleration are within 0.72 s and 4.2 g to meet the design requirements, and the vibrational displacement of control rod is measured as maximum $5.2{\mu}m$.

• 한국자기학회지
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• 제26권5호
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• pp.154-158
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• 2016

원자력발전소의 원자로에는 노심 반응 속도를 제어하기 위하여 제어봉구동장치가 사용된다. 한국원자력연구원의 SMART 원자로는 원자로 가동 중 제어봉집합체의 위치를 확인하기 위하여 제어봉구동장치에 영구자석과 리드스위치로 구성되는 위치지시기가 설치된다. 원자로 가동 온도는 최대 $350^{\circ}C$로 고려되어 설계되며, 영구자석은 원자로 내에 설치된다. 반면에 리드스위치와 전기회로는 원자로 외부에 설치된다. Test coil은 리드스위치의 품질 검증을 위한 장비로서, 코일과 철심으로 구성되어 있다. 본 연구는 리드스위치에 미치는 Test coil과 영구자석의 자기 특성을 비교하고자 수행되었으며, 유한요소 전자기 시뮬레이션을 활용하였다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2001년도 하계학술대회 논문집 B
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• pp.705-707
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• 2001

This paper describes the finite element analysis(FEA) for the design of electromagnet for SMART CEDM and compared with the lifting power characteristics of prototype electromagnet. As a result, it is shown that the characteristics of prototype electromagnet have a good agreement with the results of FEA.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집D
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• pp.921-926
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• 2001

The reliability and accuracy of the information on control rod position are very important to the reactor safety and the design of the core protection system. In this study, a thorough investigation on the RSPT(Reed Switch Position Transmitter) type control rod position indication system and its actual implementation in the exiting nuclear power plants in Korea was performed first. A design of the control rod position indication system using reed switch for the CEDM on the system-integrated reactor SMART was developed based on the position indicator technology identified through the investigation. The feasibility of the design was evaluated by test of manufactured control rod position indicator using reed switch for SMART.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권6호
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• pp.637-647
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• 2014

국내 가압경수로형 원자로의 압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 이들 노즐은 억지끼워맞춤(Shrink fitting) 방식으로 결합되어 용접 처리 된다. 용접에 의해 발생되는 인장잔류응력은 일차수응력부식균열을 발생시키는 주요 요인이다. 이러한 이유로 최근 15 여 년 동안 관통노즐 용접부 부위에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이를 극복하기 위해 다양한 방안이 모색되고 있다. 또한 용접과정에서 발생되는 불필요한 결함은 일차수응력부식균열(PWSCC)을 가속화 시키는 원인이 되기도 한다. 원자로 제작과정에서 용접에 의한 결함은 보수용접에 의해 즉시 수리가 이루어 진다. 기존의 연구에서는 정상적인 용접과정에서 발생되는 잔류응력을 예측하였으나, 본 연구에서는 용접과정에서 발생되는 결함을 보수하기 위해 실시되는 보수용접이 용접잔류응력에 미치는 영향을 분석하였다.