• 전력전자학회논문지
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• 제3권1호
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• pp.36-45
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• 1998

공진형 인버터의 직류 링크단의 전압 상승을 직류 공급 전압 이내로 제한하고, 공진형 인덕터의 전류 내량을 줄이기 위한 간단한 전압 억제형 공진형 인버터를 제안하였다. 이 전압 인버터를 영구 자석형 동기 전동기(PMSM)에 적용하여 이산 펄프 제어 방법중의 하나인 예측형 전류 제어 방법에 의해 실험과 시뮬레이션을 통하여 제안된 인버터의 동작을 보이고, 그 결과를 CRDM(Current Regulated Delta Modulation)방법에 의한 결과와 비교하였다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2003년도 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2215-2217
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• 2003

In this paper we describe a Control Rod Control System(CRCS) with the various functions for the test and operation of Control Rod Drive Mechanism(CRDM). The CRCS controls the motion of the full length rod drive mechanisms in response to signals from the Reactor Operator and the Reactor Regulating System. The mechanisms are grouped and identified as being for either Shutdown Banks or Control Banks. The CRCS also provides information regarding rod motion, rod position, and status of the Rod Control System. Also we have implemented the diverse functions in the developed CRCS. Due to the developed CRCS, we are assured that the commercial operation by this system be made before long.

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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• 제어로봇시스템학회 2002년도 ICCAS
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• pp.65.5-65
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• 2002

$\textbullet$ Introduction $\textbullet$ Description of Prototype CRDM $\textbullet$ Theoretical Approach for estimating the gap variation between lift pole and lift armature $\textbullet$ Experimental Setup $\textbullet$ Experimental Results $\textbullet$ Conclusions

• 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 1996년도 하계학술대회 논문집 A
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• pp.567-570
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• 1996

A predictive current control technique for an induction motor employing a resonant DC link inverter is proposed to overcome the disadvantage of the current regulated delta modulation(CRDM) which was employed to control the resonant DC link inverter. The discrete model of an induction motor and estimation of back EMF are investigated and a novel predictive current control technique is newly developed based on this discrete model and estimated back EMF. Using the proposed control technique, the minimized current ripple with reduced offset can be obtained. The usefulness of the proposed technique is verified through the computer simulation.

• 비파괴검사학회지
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• 제16권1호
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• pp.46-51
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• 1996

원자로는 압력용기 및 내부 구조물로 구분되어 있다. 내부 구조물들의 경련 열화 현상에 따라 결함이 많이 발생하여 이에 대한 초음파검사가 요구되고 있다. 따라서 원자로 내부 구조물에 대한 초음파검사 현황 및 각각 구조물들의 검사 원리를 기술하였다. 특히 원자로 내부 구조물 중 CRDM, core baffle bolt, core barrel bolt, CRGT-support pin 및 fuel alignment pin에 대한 유럽 및 독일을 중심으로 한 검사 현황 및 검사방법을 간략하게 기술하였다. 이 기술에 대한 지침안(guideline)이 독일, 프랑스, 일본을 중심으로 하여 마련되고 있다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2005년도 제36회 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2655-2657
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• 2005

When a fault relating to the urgent alarm occurs, we must prevent control rods from dropping and make one of two grippers in Control Rod Drive Mechanism (CRDM) grip the drive rod taking a control rod assembly. To enhance the reliability of holding control rods, we order two grippers to hold the drive rod. This action is called the double holding. In the middle of the movement of the drive rod, the latching of the drive rod can cause friction between a gripper and the drive rod. This state may give damage to both the gripper and the drive rod. In this paper, we have devised the method which can have two grippers hold the drive rod more stably, without damaging the equipment.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2004년도 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2301-2303
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• 2004

This paper proposes a detection method for mechanically stuck control rod drive mechanisms (CRDMs) in the nuclear reactor. From an electrical viewpoint, a coil of an electro-mechanical CRDM is modelled as an R-L circuit with time-varying inductance. The inductance of the coil is estimated from the measured voltage and current by using the least square method. Numerical experiments are carried out to illustrate the proposed method.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2003년도 학술회의 논문집 정보 및 제어부문 B
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• pp.552-554
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• 2003

This paper is about the method by which Power Control Unit(PCU) of Control Rod Control System(CRCS) logs events in the system and the real-time monitoring display. This method enables the functions like the event logging of Control Rod Drive Mechanism(CRDM)/power Cabinet, the off-line show of the event data logged and the on-line show by communication between the PCU and the monitoring display. Operators in a nuclear power plant must be able to grasp any possible abnormal states correctly. Because our newly designed system has a good ability to log and display the kinds, tine, and the prior and posterior states of urgent or non-urgent events, the operators can judge, maintain and repair the abnormal event more easily.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2003년도 학술회의 논문집 정보 및 제어부문 B
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• pp.567-570
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• 2003

This paper deals with the design, implementation, and test of a CRCS for nuclear power plants. Although CRCS is still classified into non-safety class, much attention on its reliability issue has been given so far because of its importance for the stable operation of the reactor in the plant. In terms of technical aspects, our system adopts a full-duplex configuration to enhance reliability in contrast to the existing systems that are all simplex.