• 한국항행학회논문지
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• 제23권6호
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• pp.554-560
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• 2019

원전에서 각종 전자카드는 시간에 경과함에 따라 열화가 되므로 이에 대한 대책이 필요하다. 이 열화 카드들 중에서 노외중성자감시시스템의 카드들은 방사선원의 레벨에서 발생되는 중성자속을 총 원자로출력의 200%까지 연속적으로 감시하게 되는데, 원자로출력이 낮을 때의 경우와 높을 때의 경우의 출력감시신호처리 방법이 달라야 한다. 원자로 출력이 낮을 때는 대수적으로 발생되는 펄스신호를 선형적으로 계수하여 신호처처리를 해야 되지만, 원자로 출력이 커지게 되면 통계이론에 의한 방법으로 처리해야 정확한 값을 얻을 수 있기 때문이다. 이때 전자카드가 열화되는 것이 문제가 된다. 따라서, 본 연구에서는 저출력일 때와 고출력일 때의 신호처리 방법을 달리하여 일정한 기준에 의한 원자로의 출력레벨에서 이를 저출력에서 고출력으로 전환하기 위한 열화 입력선택회로를 개발하였다. 개발된 선택회로의 신뢰성을 확인하기 위하여 원전에서 사용되는 실제의 데이터값을 적용하여 테스트하였으며, 그 결과를 분석하여 선택회로의 정당성을 입증하였다.

• 한국항행학회논문지
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• 제24권6호
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• pp.557-565
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• 2020

원자로의 출력신호를 감시하는 노외중성자속감시계통의 열화상태를 점검하기 위해서는 원자로에서 방출되는 중성자 펄스를 감지하여 처리하는 전자카드에서 주파수형태로 감지하여 전압으로 변환한 후 대수 형태의 직류전압 값을 얻는 방법을 이용한다. 실제로 원전에서 적용하는 방법으로서는 주파수 카운터와 flip-flop 조합으로 이 과정을 수행하거나, 또는 다이오드펌프와 캐패시터의 조합을 이용하는 방법을 쓰며, 아직도 이 방법이 일반적으로 쓰이고 있다. 이 방법들은 높은 주파수에서는 신뢰성이 높으나 낮은 주파수에는 오차가 크고 측정시간도 오래 걸린다는 문제점이 있다. 따라서 본 연구에서는 고출력대의 고주파수 범위뿐만 아니라 중위출력 범위 주파수대, 그리고 극히 저출력 범위에 속해 있는 취약주파수대인 0.21 Hz~2 kHz 범위의 낮은 주파수대에 이르는 광범위한 주파수를 대수직류전압으로 신뢰성 높게 변환시킬 수 있는 장치를 개발하였다. 개발된 선택회로의 신뢰성을 확인하기 위하여 원전에서 사용되는 실제의 데이터값을 적용하여 테스트하였으며, 그 결과를 분석하여 선택회로의 정당성을 입증하였다.

• 소음진동
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• 제5권3호
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• pp.361-371
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• 1995

The vibration of reactor internals should be monitored and diagnosed for the early detection of the failure of reactor pressure vessel. This can be performed by analyzing the time-history signals from the excore neutron flux detertors. The conventional method is an on-demand system which generates power spectra through Fast Fourier Transform(FFT) algorithm. The operator can make his own decision to detect abnormal vibration using these spectra. This post- processing method, however, requires special expertise in the reactor noise analysis and signal processing for random data. It may mislead the operator into erroneous decision-making, if he is a novice in reactor noise analysis. Hence this study is focused on the automated monitoring and diagnosis procedure for the reactor noise analysis, especially on the Fuzzy algorithm to recognize the pattern of the vibration of Core Suport Barrel. The excore neutron signals of Yonggwang Nuclear Power Plant unit 3 is acquired and analyzed using conventional FFT spectra and tested to adopt the Fuzzy method. An Automated Monitoring and Diagnosis System for CSB Vibration using this Fuzzy method is proposed. Furthermore, vibration data for CSB of Youggwang Nnclear Power Plant unit 3 is presented.