• 에너지공학
• /
• 제27권4호
• /
• pp.70-79
• /
• 2018

한국중부발전 제주화력본부에서 방류되는 온배수로부터 열원을 회수하여 약 3 km의 원거리에 위치하고 있는 신촌백합영농조합법인의 시설온실에 냉온수를 공급하기 위한 300 RT 용량의 열펌프 시스템을 구축하였다. 원거리 시설로 온배수열을 공급하기 위한 최적화 방안을 도출하였고, 수송관로의 온도와 누수여부를 모니터링하기 위한 설비들이 설치되었다. 본 논문에서는 제주 시설온실 냉난방을 위한 발전소 온배수 활용 열펌프 시스템의 구성과 주요기기에 대해 기술하였다. 2018년 하절기에 열펌프 시스템의 냉방성능을 평가하기 위한 실증운전을 수행하였다. 냉방운전 시 열펌프 시스템의 주요 위치에서 측정된 유체의 온도와 유량, 그리고 냉방 성능계수를 분석하여, 구축된 열펌프 시스템의 안정성과 냉방성능을 검증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권1호
• /
• pp.357-373
• /
• 2022

The high-temperature gas-cooled reactor pebble-bed module project is the first commercial Generation-IV NPP(Nuclear Power Plant) in China. A new joint is used for the vertical support of RPV(Reactor Pressure Vessel). The steel corbel is integrally embedded into the reactor-cabin wall through eight asymmetrically arranged pre-stressed high-strength bolts, achieving the different path transmission of shear force and moment. The vertical monotonic loading test of two specimens is conducted. The results show that the failure mode of the joint is bolt fracture. There is no prominent yield stage in the whole loading process. The stress of bolts is linearly distributed along the height of corbel at initial loading. As the load increases, the height of neutral axis of bolts gradually decreases. The upper and lower edges of the wall opening contact the corbel plate to restrict the rotation of the corbel. During the loading, the pre-stress of some bolts decreases. The increase of the pre-stress strength ratio of bolts has no noticeable effect on the structure stiffness, but it reduces the ultimate bearing capacity of the joint. A simplified calculation model for the elastic stage of the joint is established, and the estimation results are in good agreement with the experimental results.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권7호
• /
• pp.2595-2609
• /
• 2024

This paper introduces a base isolation system-tuned mass damper inerter (BIS-TMDI) hybrid system to the AP1000 nuclear power plant (NPP), which reduces seismic damage potential of the NPP structure. The effects of fluid-structure interaction (FSI) caused by the passive containment cooling system water storage tank (PCCWST) on NPP's seismic performance are investigated. The FSI of water tank theoretical model is considered based on the Housner's model, and a series of time history analyses are performed to prove the rationality of the proposed model. Three single-objective optimization strategies are employed to minimize the relative displacement variance and absolute acceleration variance of the upper structure, as well as the filtered energy index (FEI). Furthermore, a multi-objective optimization strategy considering all these three indexes is proposed to obtain optimal parameters of vibration control. The influence of vibration control strategies on the relative deformation and acceleration of the upper structure is explored with various water level ratios. The analytical results indicate that the proposed BIS-TMDI strategy has significantly reduced the NPP structure's seismic response. The effectiveness of the vibration control strategy is influenced by the water level ratio, emphasizing the significance of designing an appropriate water level ratio to reduce NPP structure's seismic response.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제23권1호
• /
• pp.30-40
• /
• 1991

한국형 다목적 연구로(KMRR)의 출력 자동제어를 위하여 새로운 제어이론으로 등장한 반응도 제한법을 시간 최적제어에 적용하여 보았다. 반응도 제한법은 원자로내의 반응도가 제어봉의 움직임으로 상쇄될 수 있는 반응도보다 항상 작도록 제한하여 준다. 이 방법을 시간 최적제어에 이용하기 위해 서 는 일정 한 원자로주기를 유지하도록 하는 반응도 값을 Dynamic Period Equation으로 얻어야 한다. 따라서 2점 동특성 방정식에 의한 Dynamic Period Equation이 새로 유도되었다. 이 제어법을 시험하기 위해 수학적 모델로 구성된 제어모델을 원자로 모의 전산코드인 KMRSIM에 적용하여 보았다. 반응도제한법도 출력의 시간 최적제어에서 신뢰할만한 결과를 보여줌을 알았다.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제30권4호
• /
• pp.302-310
• /
• 2010

본 논문에서는 원자력 발전소 증기발생기 세관에 발생할 수 있는 결함의 크기측정에 사용되는 Bagging 신경회로망에 대한 연구를 수행하였다. Bagging은 부트스트랩(bootstrap) 샘플링에 기반을 둔 추정기 앙상블을 생성하는 방법이다. 증기발생기 세관의 결함 크기측정을 위하여 다양한 폭과 깊이를 갖는 4가지 결함패턴의 eddy current testing 신호를 생성하였다. 그 다음, 단일 신경회로망(single neural network; SNN)과 Bagging 신경회로망(Bagging neural network; BNN)을 구성하여 각 결함의 폭과 깊이를 추정하였다. SNN과 BNN 추정성능은 최대오차를 이용해서 측정하였다. 실험결과, 결함 깊이 추정시의 SNN과 BNN 최대오차는 0.117mm와 0.089mm 이었다. 또한, 결함 폭 추정 시에는 SNN과 BNN 최대오차는 0.494mm와 0.306mm 이었다. 이러한 실험결과는 BNN 추정성능이 SNN 추정성능보다 우수하다는 것을 보여준다.

• 한국지진공학회논문집
• /
• 제13권4호
• /
• pp.15-23
• /
• 2009

본 연구에서는 원전 주제어실의 층 지진격리시스템에 대한 지진동 저감성능과 적용성을 평가하기 위해서 실험연구를 수행하였다. 층 지진격리시스템에 적용하기 위해서 납-고무 베어링(LRB)과 마찰진자장치(FPS)를 설계하고 제작하였다. 제어 캐비닛과 액세스 플로어로 구성된 원전 주제어실 부분 실험모형을 제작하여 납-고무 베어링과 마찰진자장치를 각각 설치하여 진동대 실험을 수행하여 지진응답특성을 비교, 평가하였다. 실험을 위해서 원전 주제어실의 운전기준지진(OBE)과 안전정지지진(SSE)의 수평방향 층응답 스펙트럼을 이용하여 인공지진 시간이력을 만들어서 진동대 실험에 사용하였다. 입력지진에 대한 실험모형의 지진응답은 마찰진자장치를 적용한 경우 상대적으로 우수한 지진동 저감특성을 나타냈다.

• 한국지진공학회논문집
• /
• 제12권1호
• /
• pp.57-66
• /
• 2008

본 연구에서는 원전 주제어실의 3차원 층 지진격리시스템에 대한 지진동 저감성능과 적용성을 평가하기 위해서 실험연구를 수행하였다. 3차원 층 지진격리시스템에 적용하기 위해서 마찰진자시스템과 에어 스프링을 설계하고 제작하였다. 제어 캐비닛과 액세스 플로어, 격자 프레임, 4개의 마찰진자와 에어 스프링으로 구성된 원전 주제어실 부분 실험모형을 2종류 제작하여 층 지진격리시스템의 원전 적용성을 평가하였다. 실험을 위해서 원전 주제어실의 운전기준지진(OBE)과 안전정지지진(SSE)의 수직방향, 수평방향 층 응답 스펙트럼을 이용하여 인공지진 시간이력을 만들어서 진동대 실험에 사용하였다. 입력지진에 대한 실험모형의 지진응답은 비 지진격리에 비해 3차원 층 지진격리시스템을 적용한 경우, 우수한 지진동 저감특성을 나타냈다

• 비파괴검사학회지
• /
• 제24권4호
• /
• pp.384-389
• /
• 2004

원자력발전소 운전에 따른 경년열화 등에 의하여 원자력발전소 주요 기기 및 재료 등에 손상 발생 가능성이 있어 원자력법 및 관련 기술기준에서는 비파괴검사 방법을 이용하여 원자력발전소 주요 기기 및 배관의 용접부 등 취약 부위에 대한 건전성을 주기적으로 평가토록하고 있다. 이에 따라, 영광 6호기 가동중검사는 기기, 배관 및 구조물 비파괴검사, 압력용기 자동 초음파탐상검사, 원자로 내부 구조물 육안검사 및 증기발생기 전열관 와전류탐상검사로 구분하여 수행하였다. 원자력발전소 계통의 주요기기에 대한 비파괴검사 결과, 기기, 배관 및 구조물과 원자로 압력용기 용접부에 대해서는 특이 사항 발생 없이 적용 규격에 만족되고 건전한 것으로 최종 평가되었다. 특히, 배관 용접부에 대한 초음파탐상검사는 영광 5호기에서와 마찬가지로 ASME Code Sec. XI 1995년도 판에 따라 기량검증(Performance Demonstration : PD) 방법을 적용함으로써 검사 신뢰도를 확보하였다는데 큰 의미가 있다.

• Corrosion Science and Technology
• /
• 제11권6호
• /
• pp.257-262
• /
• 2012

Flow accelerated corrosion (FAC) of the carbon steel piping in nuclear power plants (NPPs) has been major issue in nuclear industry. Rotating cylinder FAC test facility was designed and fabricated and then performance of the facility was evaluated. The facility is very simple in design and economic in fabrication and can be used in material and chemistry screening test. The facility is equipped with on line monitoring of pH, conductivity, dissolved oxygen(DO), and temperature. Fluid velocity is controlled with rotating speed of the cylinder with a test specimen. FAC test of SA106 Gr. B carbon steel under 4 m/s flow velocity was performed with the rotating cylinder at DO concentration of less than 1 ppb and of 1.3 ppm. Also a corrosion test of the carbon steel at static condition, that is at zero fluid velocity, of test specimen and solution was performed at pH from 8 to 10 for comparison with the FAC data. For corrosion test in static condition, the amount of non adherent corrosion product was almost constant at pH ranging from 8 to 10. But adherent corrosion product decreased with increasing pH. This trend is consistent with decrease of Fe solubility with an increase in pH. For FAC test with rotating cylinder FAC test facility, the amount of non adherent corrosion product was also almost same for both DO concentrations. The rotating cylinder FAC test facility will be further improved by redesigning rotating cylinder and FAC specimen geometry for future work.

• 전자공학회논문지
• /
• 제51권3호
• /
• pp.10-21
• /
• 2014

후쿠시마 원전사고는 자연재해에 의한 중대사고 발생 시 전원공급 중단 및 극한 환경으로 인해 발전소 내부 상황을 정확하게 파악하지 못하였고, 대부분의 계측제어시스템이 그 기능을 제대로 발휘하지 못해 비상냉각기능이 상실되어 수소폭발 및 다량의 방사능이 누출된 사고였다. 본 논문에서는 중대사고 발생 시에도 발전소 내부 상황을 감시하고, 적절히 제어할 수 있는 비상대응시스템에 대하여 소개하고, 비상대응시스템에 사용되는 무선통신망의 성능요구사항에 대해서 논의하고, 요구사항을 만족시킬 수 있는 비상통신망의 성능을 마코프 모델을 이용하여 분석하였다.