• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.05a
• /
• pp.257-263
• /
• 1997

원자력 발전소의 주급수 유량은 원자로 열출력 산출에 사용되는 중요한 변수로서 , 노심관리 뿐만 아니라 원자로 안전 운전에도 중요하며, 발전소 출력에 직접적인 영향을 미친다. 원자력발전소의 주급수 유량은 1% 의 허용오차로 설계되어 있으나, 사용년수의 증가 및 운전조건의 영향 둥으로 정확도의 유지가 어려운 실정이다. 주급수 유량을 정확도 $\pm$0.5% 이내로 측정한다면 1000 MW 급 원자력 발전소에서 최대 10MW 의 전기출력 복구가 가능하며, 이를 위해 주급수 유량 측정 설비의 정확도 검증과 보정을 할 수 있는 정확한 유량 측정법의 개발이 절실하다. 본 연구에서는 화학 추적자 방법에 의한 정밀 유량 측정기술을 개발하여, 원자력 발전소 주급수 계통의 유량 측정에 사용되고 있는 벤츄리(venturi), 노즐(nozzle), 오리피스(orifice) 등의 유량검증에 활용함으로서 발전소의 안전성을 유지하면서 동시에 출력을 극대화하는 것을 목표로 하여 추적자 이용 유량 검증기를 설계 제작하였으며 그 정확도와 유효성에 대한 실험적 검토를 하였다. 본 연구에서 사용한 추적자 방법은 유량 번동에 좋은 응답성을 보이고 있으며, 유량 측정에 있어서도 정확도 $\pm$ 0.5 % 이내의 매우 신뢰성 있는 측정이 가능하다.

• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
• /
• 2001.04a
• /
• pp.570-573
• /
• 2001

Safety is very important to operate nuclear power plant. To have the safety, nuclear power plant should be run without trouble. This paper presents the application of a failure diagnosis approach based on discrete event system theory to the Main Feedwater System for Safe Integral Reactor.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.351-356
• /
• 1998

화학 추적자 방법에 의한 정밀 유량 측정기술을 개발하여, 원자력 발전소 주급수 계통의 유량 측정에 사용되고 있는 차압식 유량계의 유량검증에 활용함으로서 발전소의 안전성을 유지하면서 동시에 출력을 극대화하는 것을 목표로 추적자 이용 유량 측정법을 개발하였으며 그 정확도와 유효성에 대한 실험적인 검토를 하여왔다 본 논문에서는 월성 1호기 증기발생기 주급수 유량측정에 동 방법을 적용한 결과를 통하여 추적자 방법의 유효성에 대하여 검토하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.29 no.6
• /
• pp.1-7
• /
• 1997

원자력 발전소의 주급수 유량은 원자로 열출력 산출에 사용되는 중요한 변수로서, 노심관리 뿐만 아니라 원자로 안전운전에도 중요하며, 발전소 출력에 직접적인 영향을 미친다. 그러므로 현재 사용되고 있는 주급수 유량 측정설비의 정확도 검증 및 보정을 위하여 정확한 유량측정법의 개발이 필요한 실정이다. 본 연구는 화학 추적자 방법에 의한 고정밀 유량측정 기술을 개발하여, 원자력 발전소 주급수 계통의 유량측정에 사용되고 있는 벤츄리(Venturi), 노즐(Nozzle), 오리피스(Orifice) 등의 유량계에 관한 검증용으로 활용함으로서 발전소의 안전성을 유지하는 범위에서 출력을 극대화시킨다는 목적으로 예비 실험장치를 설계 설치하여, 본 방법의 유효성에 대해서 검토하였다. 그 결과, 본 연구에 사용한 추적자 방법은 유량변동에도 좋은 응답성을 보이고 있으며, 유량측정에 있어서도 매우 신뢰성 있는 측정이 가능하다.

• Proceedings of the KIEE Conference
• /
• 2000.07d
• /
• pp.2995-2997
• /
• 2000

원자력발전소의 열출력 계산 결과에 가장 큰 영향을 미치는 변수는 주급수 유량이며, 측정방식상의 특성(Venturi Fouling)으로 인해 계산시 과다하게 반영될 소지가 있다 본 연구에서는 이 측정 오차를 최소화하기 위하여 뉴로-퍼지 논리를 이용하여 주급수 유량을 예측한 후 그 결과를 통해 열출력을 재평가하고자 하였다. 즉, 뉴로-퍼지로의 입력 변수(증기발생기 압력 및 수위. 터빈 충동실 압력)들은 모의훈련으로 출력을 상승시키면서 취득한 후 Wavelet Denoising 기법을 이용하여 노이즈를 제거시키고. 뉴로-퍼지 추론 계통의 파라메타들을 최적화시키기 위하여 유전적 알고리듬 및 최소자승법에 의한 Hybrid Learning Rule을 이용하여 학습시켰다. 시뮬레이션을 수행한 결과, 주급수 유량이 양호하게 예측되어, 이 결과를 토대로 열출력을 평가하는데 본 알고리듬의 적용이 성공적임을 입증하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2002.05a
• /
• pp.76-76
• /
• 2002

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
• /
• 2012.10a
• /
• pp.143-144
• /
• 2012

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.10a
• /
• pp.392-397
• /
• 1997

고리 2호기 주급수 차단밸브의 경우 다른 호기와는 달리 구동용 질소압력 측정스위치에 의한 닫힘 연동신호가 설치되어 있다. 이러한 연동신호는 벨브 구동용 반구내 질소 압력 스위치 "고" 오동작에 의한 밸브차단 가능성이 있으며 이 경우 질소압력스위치가 저/고 경보창에 COMMON되어 있어 원인 규명에 어려움이 있다. 또한 질소압력 스위치 고장 및 질소가스 누설시 작업수행이 어렵고 위험이 따른다. 이러한 70년대 발전소 설계의 과잉설비를 제거하므로서 최적운전과 경제성 향상에 기여할 수 있으며 아울러 유지정비의 용이성과 밸브 불시닫힘을 미연에 예방할 수 있으리라 예상된다. 이와 관련하여 발전소 계통안전성, 기기안전성을 평가한 결과 기존의 안전해석결과가 유효하며 또한 FSAR 수정없이 이러한 설비변경이 가능하다는 결론에 도달하였다.결론에 도달하였다.

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.21 no.1
• /
• pp.75-80
• /
• 2012

In this paper a realistic bounding method for flooding analysis following rupture of large size of thanks and piping is defined. Mass and energy release during main feedwater line break accident is analyzed with RETRAN code. It is modeled that the main feed water control valve is closed in 5.0 seconds after reactor trip. In result of the analysis, largest mass and energy is discharged at 70% reactor power. The flood sources for main feedwater room are calculated when piping failure occurs in the high energy line and medium energy line. Based on the result of flood level (1.43m), it is investigated that all of the safety-related environmental qualification equipments are well located above the flood level.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.297-302
• /
• 1998

최근 원자력산업계 동향은 기기의 노후화, 예비품 확보의 어려움, 그리고 기존 설비에 대한 보수비용 증가 등의 이유로 아날로그 계측제어 설비들을 컴퓨터-기반 설비로의 부분적인 개선이나 전체적인 교체가 추진되고 있다 그러나 컴퓨터-기반 설비는 소프트웨어와 하드웨어가 환경영향에 민감하고, 공통모드고장을 일으킬 수 있는 프로그래밍 설계오류의 잠재성이 있는 것으로 알려져 있다. 공통모드고장을 방지할 수 있는 가장 설득력 있는 해결방안은 철저한 품질보증, 심층방어 및 다양성 설계기법으로 평가되고 있다. 본 논문에서는 컴퓨터-기반 계측제어계통의 심층방어 및 다양성에 관한 규제기준과 정성적 평가를 위한 블록개념을 소개하고, 평가의 사례로서 CE System 80+와 국내 가동중인 W형 원전의 설비개선에서 주급수 상실시 컴퓨터-기반 설비의 공통 모드고장에 따른 다양성과 심층방어계층을 평가하였다. 특히 국내 가동중인 W형 원전에 대해서는 그 평가결과를 근거로 하여 ATWS 완화설비의 설치를 제안하였다.