• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.1810-1811
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• 2011

화력발전소의 증기발생기는 급수, 공기, 연료를 적절히 제어하여 터빈에서 필요로 하는 증기를 생성하고, 발전기 출력에 필요한 터빈속도는 증기발생기에서 발생한 증기유량을 제어하여 조절한다. 본 논문에서는 보일러 주제어기로부터 신호를 입력받아 급수 주제어기를 생성하는 알고리즘에 대하여 기술하였다. 이 알고리즘은 발전소의 다른 제어 알고리즘과 함께 기 운용중인 500MW급 석탄화력발전소 시뮬레이터에서 성능을 검증하고 기능을 보완하여 국내에서 개발 중인 분산제어 시스템에 설치하여 실제 발전소에 적용할 예정이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.275-282
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• 1996

일체형 원자로는 증기발생기 및 가압기를 압력용기 내에 설치한 것으로서 연결배관이 없기 때문에 배관의 파단에 의한 대형 냉각재 상실사고를 근원적으로 배제하고 전체계통을 단순화 시킬 수 있다. 증기발생기는 대부분 관류식으로서 일체식과 모듈식이 사용되고 있다. 본 연구에서는 모듈식 나선형 증기발생기를 사용한 일체형 신형경수로의 예비 개념설계를 수행하였다. 가압기는 원자로 내에 별도의 용기를 설치하는 내장형 자기가압기를 채택하였다. 제어봉 구동장치는 핵분열 반응열을 이용한 원자로 기동을 위하여 반응도를 미세하게 조정하는 것이 가능하고 지진하중과 같은 동하중의 영향을 최소화하기 위하여 원자로용기 외부로의 돌출부분을 최소화하는 설계개념을 채택하였다. 냉각재 펌프는 Canned Motor Pump를 원자로용기 상부에 수직으로 직접 부착하는 개념을 사용하였다.

• Journal of the Korean Institute of Intelligent Systems
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• v.12 no.4
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• pp.311-316
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• 2002

Difficulties of the level control in the steam generator are increased due to their nonlinear characteristics. Futhermore, parameter uncertainties of the steam generator is related with control performance and stability. The efficiency of digital conversion in control systems is proved in many recent researches. In order to solve this problem, this paper suggests robust digital fuzzy controller design methodologies of the steam generator which have unstable parameters. Takagi-Sugeno (TS) fuzzy model is used to construct a fuzzy model which has uncertainties in the steam generator. In designing procedure, intelligent digital redesign method is used to control the nonlinear system. This digital controller keeps the performance of the analog controller. Simulation examples are included for ensuring the proposed control method.

• Journal of the Korean Institute of Intelligent Systems
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• v.16 no.2
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• pp.191-197
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• 2006

This paper deals with a fault detection system design for nuclear steam generator water level control system. We expressed the nonlinear properties of the steam generator level system as a T-S fuzzy system with time varying uncertain parameters. We design a residual generator using a left coprime factorization of the T-S fuzzy model and a fault detection filter in order to improve the fault detection performance. We demonstrate the efficiency of the suggested design method via many computer simulations.

• Nuclear industry
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• v.8 no.9 s.67
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• pp.67-71
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• 1988

원자력발전소 증기발생기의 부식을 줄이기 위한 노력의 일환으로 2차계통 pH조절을 위해서 암모니아 대신 몰포린으로 대체하는 가압경수로가 늘고 있다.

• Nuclear industry
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• v.7 no.4 s.50
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• pp.77-79
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• 1987

Duke Power사는 Oconee원전 1, 2호기 증기발생기 성능을 저하시키는 마그네타이트 침전물을 제거하기 위해 화학세정공사를 실시할 예정이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.17 no.1
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• pp.45-52
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• 1985

A two inverted U-tubes condenser was constructed from transparent materials to study the heat removal capability of steam generators under filmwise reflux condensation mode. Essentially, two sets of experiments were performed: (1) the first dealt with the reflux condensation length, and (2) the second dealt with the flooding points with and without the presence of a noncondensible gas in the steam flow, and the effect of the flooding time. In addition, experimental results are compared with the predictions of analytical models.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.259-264
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• 1997

본 논문에서는 Westinghouse(WH)사에서 공급한 고리 3, 4호기의 증기발생기 모델에 강인제어 기법의 하나인 QFT(Quantitative Feedback Theory)를 적용하여 플랜트에 존재하는 불확실성이나 외란에 대해 강인성을 보장하는 제어기를 설계하였다. 증기발생기의 주파수응답 한계조건은 MATLAB QFT Toolbox를 이용하였으며, loop shaping에 의한 전달함수 식별을 위해서 근사화 기법을 적용하였다. 그리고 5∼20[%]의 저출력구간에서 모의실험을 하여 본 논문의 유용성을 보였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.35 no.9
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• pp.1083-1090
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• 2011

A steam generator poses many difficulties during the development of a sodium-cooled fast reactor because of the sodium-water-reaction problems. Until now, several types of steam generators have been developed, but the specifications of these generators differed in each country. Moreover, even if a country had developed a steam generator, it was not used in the subsequent reactor because the current techniques were not stabilized to select the proper steam generator. As a common development, the Benson steam cycle with few welding locations and high economical efficiency may be adopted. Moreover, the design is dwelled on the convenience of inspection, detection, control, and maintenance for the wear caused by sodiumwater reactions. The specifications of the designed steam generators were reviewed and the current technical problems for steam generators were analyzed. Concepts were proposed to overcome the current technical problems for steam generators.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2011.04a
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• pp.54-55
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• 2011