• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.594-601
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• 1996

가압기고압력 원자로정지여유도(high pressurizer pressure trip margin)에 영향을 주는 요인들에 대한 민감도 분석을 울진 3,4호기 성능해석코드인 LTCUCN computer code틀 이용하여 수행하였다. 그 결과, 초기 가압기압력, 증기우회제어계통의 quick open지연시간, 터빈우회밸브의 quick opening시간, 원자로출력 감발계통의 용량, 원자로출력감발 제어붕 낙하시간, 가압기 살수작동 설정치 둥이 완전부하상실시 가압기압력을 상승시키는 주요인자임을 알 수 있었으며, 증기우회제어계통 및 가압기살수계통의 용량은 최대 가압기 압력에 미치는 영향이 미미한 것으로 판명되었다. 울진 3,4호기의 참조발전소인 영광 3,4호기의 as-built 자료를 토대로 울진 3,4호기의 원자로정지여유도를 계산한 결과 울진 3,4호기는 완전부하상실사건시 37 psi의 정지여유도를 가질 수 있는 것으로 판단된다. 그러나, 원자로출력감발계통이 있는 ABB-CE type의 울진 3,4호기에서는 완전부하상실사건보다 원자로출력감발계통이 동작하지 않는 부하감발사건이 최대 가압기 압력치를 유발하는 사건이고, 다양한 부하상실사건중에도 운전여유도는 확보하고 있음을 알 수 있었다.

• Proceedings of the KIPE Conference
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• 2020.08a
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• pp.332-333
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• 2020

본 논문에서는 태양광 출력 감발 시 입력 커패시터의 영향을 분석하고, 이를 완화시키는 제어 방법을 제안한다. 기존의 감발 제어는 태양광 시스템 출력에 대한 입력 커패시터의 영향을 고려하지 않아, 출력 감발 시 오히려 태양광 시스템 출력이 순간적으로 증가할 위험이 있다. 따라서 입력 커패시터 출력을 고려한 제어 방법을 제안하여, 순간적인 태양광 시스템 출력 증가를 방지하고 연계된 계통의 안정적인 운영을 가능케 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.103-109
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• 1996

고리 원자력 1호기 14주기(‘95년도) 운전기간 중 증기발생기 세관 열전달 용량 저하로 전출력 운전 기간동안 정격출력보다 15% 감발 운전한 경험이 있었는데, 이 기간중 냉각재내 방사성 부식생성물(CRUD) 농도가 약 80% 감소됨을 발견하였다. 이때 출력감소 비율보다 많은 CRUD 감소현상 규명을 위해 냉각재 수질관리인자와 EPRI 피복재 부식모델인 PFCC코드를 사용한 피 복재 산화물 두께변화 등을 비교한 결과, 운전중 용출되는 방사성 부식생성물은 핵연료 표면의 피복재 산화물에 흡착된 Co핵종이 피복재 산화물 이탈시 함께 거동하는 것으로 확인되었으며, 피복재 산화물 이탈은 산화막 두께 및 열유속에 주로 의존함이 밝혀졌다. 따라서 냉각재내에서 방사성 부식 생성물의 생성률 저감을 위해서는 정상운전시 핵연료 표면의 산화막 증가를 억제할 수 있는 수질 조건을 도출하고 그에따른 운전을 통해 원전 작업자의 방사선 피폭량 저감 및 방사성폐기물의 발생을 줄일 수 있을 것으로 여겨진다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2009.07a
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• pp.682_683
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• 2009

원자력안전기술원이 제공하는 원전사고고장 정보에 제시된 원전사고고장 현황에서 표준형 원전의 사례에 대하여 전기설비 관련 원인을 분석하고, 출력감발 및 불시정지를 줄이기 위하여 한수원(주)이 수행하는 발전정지유발 전기설비에 대한 신뢰도 개선 방안에 대하여 기술한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.22 no.2
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• pp.116-127
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• 1990

The fission gas release model used In the SPEAR-BETA fuel performance code was modified by use of effective thermal conductivity for cracked fuel and by laking Into account axial fission-gas mixing between the fuel-clad gap and the plenum. With use of this modified model the fission gas release was analyzed under various power ramping conditions of P$_{max}$ and $\Delta$.fP. Effective fuel thermal conductivity that accounts for the effect of fuel tracking was used in calculation of the fuel temperature distribution and the Internal gas pressure under power ramping conditions. Mixing and dilution effects due to axial gas flow were also considered in computing the width and the thermal conductivity of the gap. The effect of axial gas flow w3s solved by the Crank-Nicholson method. The finite difference method was used to save running time in the calculation. The present modified fission-gas release model was validated by comparing its predicted results with experimental data from various lamping tests In the literature and calculated results with use of the models used In the SPEAR-BETA and FEMAXI-IV codes. Results obtained with use of the present modified model showed better agreement with experimental data reported in the literature than those results with use of the latter codes. The fuel centerline temperature calculated with introduction of effective thermal conductivity for centerline temperature calculated with Introduction of effective thermal conductivity for cracked fuel was 200 higher fission gas release predicted with use of the modified model was nearly 6% larger on the average than that calculated by use of the unmodified model used in the SPEAR-BETA code.e SPEAR-BETA code.e.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.515-520
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• 1996

원자력 발전소 증기발생기의 1차측 및 2차측 응력부식균열에 대한 온도감소 효과를 고리 1호기의 현장 데이터를 근간으로 분석하였다. 고리 1호기의 경우 출력을 100%에서 85%로 감소시키므로써, 고온관 온도는 320.5$^{\circ}C$에서 313.5$^{\circ}C$로 7$^{\circ}C$ 감소하였으며, 이와 같은 온도감소 효과로 PWSCC 손상률은 약 40%, ODSCC 손상률은 약 33% 감소하는 것으로 산출되었다. PWSCC의 경우 Weibull 기울기는 b = 5.6 에서 b : 3.8로 감소한 것으로 나타났다. PWSCC의 억제방안으로는 출력감발에 의한 온도감소가 가장 효과적이지만, ODSCC의 경우에는 틈새 분위기의 변환이 큰 역할을 하는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.1826-1827
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• 2011

발전소 제어시스템은 여러개의 제어루프가 있으면 이중 가장 중요한 것은 Unit master control(UMC)와 Boiler master control(BMC)이다. 전력거래소에서 발전기 출력 증발/감발 요구에 의해 가장먼저 BMC가 콘트롤 되어야 하고, 이어서 터빈 컨트롤이 추종하고 있기 때문이다. ABB P-14 제어시스템의 UMC의 각종기능과 구성에 대해 분석한 내용을 논하고자 한다.

• 한국연소학회:학술대회논문집
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• 2014.11a
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• pp.47-49
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• 2014

발전소에서 설계 규격을 벗어나는 저등급 석탄을 사용하기 시작하면서, 보일러에서의 연소특성을 예측하기 어려운 다양한 성질의 석탄이 들어오게 되어 각종 연소 문제가 증가하고 있다. 이 중 약 점결 특성을 가지는 저등급 석탄의 사용은 대형 클링커로 인한 보일러 하부의 튜브 손상 사고, 재열증기온도 상승으로 인한 출력감발 등의 문제를 발생시켰다. 또한 현재 개발 중인 무회분석탄 역시 점결 특성을 가지고 있는 것으로 알려져 있어 보일러 내부의 다양한 문제를 일으킬 것으로 예상되고 있다. 발전소에서는 강점결탄 수입 규제를 위해 CSN(Crucible Swelling Number)를 이용하여 제철용으로 사용되는 강점결 석탄의 도입을 규제해왔으나, 발전소 운영에 악 영향을 미치는 약 점결탄에 대한 규제 및 대응으로는 그 효과가 미미한 실정이다. 따라서 본 연구에서는 석탄의 점결 특성 중 팽창 특성을 분석할 수 있는 Microdilatometer와 TGA를 이용한 연소반응성 분석을 통해 석탄의 점결 특성이 연소반응성에 미치는 영향을 분석하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2001.07a
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• pp.28-34
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• 2001

월성2호기가 100% 출력 운전중 2001.4.6일 20:16분에 345kV 신경산변전소 GIS모선#1측 지락고장 파급으로 주발전기 정지중 기동시 보호 용계전기(50/27)가 동작되어 발전정지 되고 원자로 출력은 60%까지 감발 되었음. 본 보호계전기는 발전기 정지나 터닝기어로 저속운전 중 인적 실수에 의해 발전기 병입용차단기 투입시 발전기가 과도한 돌입전류로 손상되는 것을 방지하기 위한 계전기로, 정상운전중이거나 외부사고시에는 동작할 수 없는 보호계전기임. 따라서 본 보호계전기의 동작원인을 당시 동작 상황과 기록데이터를 정정치와 함께 분석하고 적정동작을 위한 대책을 제시함.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.711-716
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• 1996

발전소 정상운전 및 정지기간 중 2차측 급수를 통하여 증기발생기 안으로 불순물이 유입되며, 운전중에 과열도가 높은 중기발생기 세관과 튜브쉬트등의 틈새에는 불순물의 농축도가 심해지며 이로인해 전열관이 부식손상을 입는다. 잠복불순물은 출력감발 및 정지기간 중에 증기발생기 급수의 냉각에 따라 불순물의 용해도차로 인해 재방출된다. 본 연구에선 89년부터 94년사이에 행하여진 원전 현장의 잠복불순물 방출시험자료를 이용하여 데이터베이스를 작성하였으며, 이중의 일부를 입력자료로 사용하여 Framona 전산코드작업을 수행한 결과 틈새의 pH 변화를 년도별로 비교할 수 있었다. 비교결과 년도가 지날 수록 증기발생기의 틈새에서의 pH는 낮아짐을 볼 수 있었으며 현장의 년도별 증기발생기 세관 관막 음수 증가 경향과 잘 일치하였다.