• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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• 한국시뮬레이션학회 2003년도 춘계학술대회논문집
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• pp.25-29
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• 2003

본 논문에서는 울진 표준형원전 시뮬레이터의 강의실용 교육훈련 시스템의 일원으로 개발된 CBT (Computer Based Training) 및 WBT (Web Based Training)에 대해 다루고 있다. CBT는 발전소 시뮬레이션, 노심 다이나믹스, 중대사고, 비상발령 및 증기발생기 열변환 과정으로 구성되어 있다. Simulator Operation 기능을 이용하면 강사는 강사조작 메뉴를 통하여 시뮬레이터를 조작을 할 수 있고, Sim-Diagram 등 각종 화면을 보여줄 수 있다. 중대사고는 모의사고에 의해 구축된 데이터를 근거로 하여 개발되었으며, 방사선 비상등급에 따라 백색비상, 청색비상, 적색비상으로 구성된 비상발령은 각 발령의 발령상황 등을 Open Window를 통하여 볼 수 있도록 하였다. 한편 WBT는 강사와 교육생이 강의실 이외의 장소에서 시간과 공간의 제약을 벗어나서 원격교육이 가능하도록 구축한 웹서버 환경이다. 현재는 기존에 구축된 강사들의 홈페이지를 Intra-Net환경에서 접근이 가능하도록 링크된 상태에 있다. 향후에는 일부내용에 대해서는 원격으로 강의가 가능하도록 다양한 컨텐츠를 개발할 예정이며, 현재는 발전소 운전과 관련한 교육자료, 각종 동영상 및 이미지, 각종교재 등에 대한 DB 구축을 준비중에 있다

• 대한전자공학회:학술대회논문집
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• 대한전자공학회 2002년도 하계종합학술대회 논문집(4)
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• pp.263-266
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• 2002

This paper describes extraction procedure for the center coordinates of steam generator tubes of Youngkwang NPP #6, which are arrayed in triangular patterns. Steam generator tube images taken with wide field-of-view lens and low-light lamp mounted on a ccd camera tend to have low contrast, because steam generator is sealed and poorly illuminated. The extraction procedures consists of two steps. The first step is to process the region with superior contrast in entire image of steam generator tubes and to extract the center points. Using the extracted coordinates in the first step and the geometrical array characteristics of tubes lined up in regular triangle forms, the central points of the rest region with low contrast are estimated. The straight lines from center point of a tube to neighbour points in horizontal and 60, 120$^{\circ}$ degree directions are derived. The intersections of straight line In horizontal direction and slant line in regular triangle direction are selected as the center coordinates of steam generator tubes. The Chi-square interpolation method is used to determine the line's coefficients in horizontal and regular triangle direction.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.160-165
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• 1996

중수로형 원전에서 일차측 냉각수를 순환시키는 주연수송펌프가 정상운전중 갑자기 정지하는 사고를 강제순환 상실사고라 한다. 강제순환 상실사고는 주열수송계통을 과도압력상태로 만들며, 일반적으로 펌프에 공급되는 IV등급전원 상실사고와 기계적 손상에 의한 주열수송펌프 고착사고로 분류할 수 있다. 본 논문에서는 강제순환 상실사고에 대하여 중수로계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT를 이용하여 주열수송계통의 과도압력상태를 해석하였다. 카나다 원자력 규제위원회(AECB)의 과압 방지조건인 R-77 요구조건에 적절한 유효트립변수를 결정하기 위한 해석이 수행되었으며, 증기발생기 오염상태와 액체방출밸브 작동여부가 고도압력상태에 미치는 영향을 고찰하여 보수적 조건을 제시하였다. 또한 위와같이 결정된 보수적 조건을 근거로 ASME 코드에 명시된 과압 한계치에 대한 만족여부와 과도압력상태에 따른 주열수송계통의 열수력학적 거동을 고찰하여 보았다. 해석결과, 강제순환상실사고시 주열수송계통은 R-77 요구조건에 적합한 원자로트립변수에 따라 안정화되었으며, 계통의 최대압력은 ASME 코드가 규정한 한계치내에 있음을 알 수 있었다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2995-2997
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• 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.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2495-2497
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• 2000

Level control in the steam generator of a nuclear power plant is important process. But, the low power operation of nuclear power plant causes nonlinear characteristics and non minimum phase characteristics (swell and shrink), change of delay. So, we can't lead good results with conventional PID controller. Particularly, the design of controller with constraints is necessary. This paper introduces MPC(Model Predictive Control) with constraints and designs a good performance MPC controller in spite of the input constraints and nonlinear characteristics, non-minimum phase characteristics

• 한국안전학회지
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• 제18권4호
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• pp.16-22
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• 2003

Generally the rupture of steam generator tubes proceeds from significant plastic deformation before failure. In this study, the burst pressures of damaged steam generator tubes were calculated from the plastic instability analysis with the finite element method. Two wear types, flat and circumferential types were considered. An equation for the burst pressure was proposed by using the strength reduction factor and the Svensson equation. The analysis results were compared with the experiment data from published references and they showed a good agreement with the experiment data.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2004년도 하계학술대회 논문집 B
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• pp.887-889
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• 2004

This paper presents an analysis of RPC probe signal in steam generator tube with defect using finite element method. Impedance signal is calculated according to the depth variation of defect in tube and change of frequency in same defect. As the depth of the defect and the operating frequency is increased, the magnitude of the signal is increased. From the result of this paper, we can obtain the information by the effect of defect and frequency.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2003년도 하계학술대회 논문집 B
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• pp.702-704
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• 2003

In this paper, analysis of bobbin probe signal in steam generator tube with bulge defect on CE system 80 nuclear power plant is represented. The CE system 80 steam generator is adopted in ULJIN-4 nuclear power plant. From Maxwell's equation, the electromagnetic governing equation for eddy current problem is derived and by performing the finite element formulation the 3-dimensional finite element code with brick element is developed. For the ease of the comparison the numerical results with experimental ones, the calculated signals are adjusted by using the ASME standard 100[%] through hole signal. For analysis of the effect of variation of the bulge depth on the impedance signal 0.2[mm] and 0.4[mm] depth of bulge defect signals are calculated and analyzed. As the depth of the bulge defect is increased, the magnitude of the signal is increased, too. But the rate of the increment of the signal is less than that of the depth of defect. From the result of this paper, we can obtained the information of the effect of bulge defect on the impedance signal.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 1993년도 하계학술대회 논문집 A
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• pp.261-264
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• 1993

This paper proposes an adaptive generalized predictive control with feedforward algorithm for steam generator level control in nuclear power plant. The proposed algorithm is shown that the parameters of N-step ahead predictors can be obtained using the parameters of one-step ahead predictor which is derived from plant model with feedforward. Using this property the proposed scheme is an adaptive algorithm which consists of GPC method and the recursive least squares algorithm for identifying the parameters of one-step ahead predictor. Also, computer simulations are performed to evaluate the performance of proposed algorithm using a mathematical model of PWR steam generator Simulation results show good performances for load variation. And the proposed algorithm shows better responses than PI controller does.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2005년도 추계학술대회논문집
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• pp.919-924
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• 2005

Fretting-wear caused by turbulence excitation for KSNP(Korea standard nuclear power plant) steam generator is investigated numerically. Secondary sides density and normal velocity are obtained by the thermal-hydraulic data of the steam generator. Because nonlinear finite element analysis is complex and time consuming, work rate is estimated by using linear analysis for simple straight 2-span tube. Wear volume and depth by using work rate calculation are estimated. Span length, secondary side fluid density and normal velocity are adopted to study the effects on the fretting-wear by turbulence excitation. When secondary sides density and normal velocity is increased, It turns out that secondary side density and normal gap velocity are very important paramater for fretting-wear phenomena of the steam generator.