• 제목/요약/키워드: Safe signal operation

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P4a 분배밸브를 사용하는 화물열차의 경험적 제동모델들의 비교 (Comparisons of Empirical Braking Models for Freight Trains Using P4a Distribution Valve)

  • 최돈범;김민수;이강미;김영국
    • 한국산학기술학회논문지
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    • 제21권1호
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    • pp.61-69
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    • 2020
  • 본 논문은 국내 고속형 화물열차에 적용되는 P4a 분배밸브를 갖는 화물열차의 장대 편성시 제동특성에 관한 것이다. 제동신호가 열차의 끝단까지 연결된 제동관을 통해 공기압력으로 전달되는 화차의 제동은 열차 길이와 사용된 밸브 등에 따라 영향을 받기 때문에 실험적 방법으로 확인한다. 장대화물 열차의 제동 특성은 평상시 운영의 약 2배인 50량으로 구성한 화물열차의 비상제동과 상용제동의 시험을 이용하였다. 1, 10, 20, 30, 50번째 차량에서 제동 실린더 압력이 측정되었다. 열차의 길이가 길어질수록 후방의 차량은 제동이 늦게 체결되는 제동지연 현상을 확인하였으며 특히 비상제동시 차량간 충격이 클 것을 예상할 수 있었다. 제한된 시험의 결과를 보완하고 향후 제동거리 계산을 위해 열차를 구성하는 모든 차량에서의 제동 압력을 예측할 필요가 있다. 제동시 각 차량에서의 압력은 계산시간의 단축과 신뢰성 있는 정보를 제공하는 것으로 알려진 선형보간, 단계형, 지수함수형의 경험적 모델들을 이용하여 예측하였다. 경험적 모델들의 예측결과는 실측한 결과들과 비교하였으며 지수함수형 모델이 비교적 정확하게 예측하고 있음을 확인하였다. 본 연구의 결과는 장대화물열차의 안전한 운용에 기여하고 화물열차의 제동거리 예측과 제동시 차량간 충격량 계산 등에 활용될 수 있을 것으로 예상된다.

통합형 전자폐색제어장치의 적합성 확인을 위한 현장시험 (A Field test of an Integrated Electronic Block System for verification of the suitability)

  • 김영준;백종현
    • 한국산학기술학회논문지
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    • 제14권12호
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    • pp.6427-6433
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    • 2013
  • 열차를 안전하면서도 신속하게 운행하기 위해서는 항상 선행열차와 후속열차가 일정한 간격을 유지하면서 운행하여야 한다. 이를 위해 일정한 간격의 폐색구간을 설정하고, 열차의 안전운전을 위해 단일 폐색구간에는 1대의 열차만이 운행될 수 있도록 제어하는 폐색시스템이 필수적으로 요구된다. 기존의 폐색시스템은 신호기에 신호를 현시하는 계전기 방식의 자동폐색장치(ABS: Automatic Block System)로 구성되며, 이것은 연동장치를 통해 궤도회로 등선로변 장치들과 연동된다. 연동장치의 경우 국산 전자연동장치로 교체되고 있지만, 폐색장치는 여전히 아날로그 방식의 계전기 형태를 사용하고 있으며, 다른 선로변 장치들과 독립적으로 설치된다. 따라서 기존의 폐색장치는 건설과 유지보수 측면에서 많은 문제점을 가지고 있다. 또한 현재 국내 기존선에 사용되고 있는 ABS와 선로변 전자장치(LEU: Lineside Electronic Unit)는 동일한 장소에서 동일한 신호 정보에 의해 열차를 제어하고 있음에도 불구하고 별개 시스템으로 분리되어 설치되기 때문에, 각 제품의 단가 및 유지보수 비용 측면에서 효율적이지 않다. 따라서 본 논문에서는 기존 폐색장치인 ABS에 통신 및 디지털 전자 기술을 접목시킨 통합형 전자폐색제어장치(integrated electronic block system)와 그것의 현장시험 결과를 소개한다. 현장시험은 1월초부터 8월말까지 8개월간 총 8번의 주기점검을 통해 시행하였으며, 이를 통해 개발된 전자폐색장치의 유효성과 적합성을 확인하였다.

증기발생기 수위조절 시스템의 디지탈화 (Digitalization of the Nuclear Steam Generator Level Control System)

  • Lee, Yoon-Joon;Lee, Un-Chul
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제25권1호
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    • pp.125-135
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    • 1993
  • 안전하고 효율적인 원자력 발전소의 운전은 디지탈 기술을 이용한 발전소 자동화로 이루어질 수 있다는 인식과 함께 이같은 발전소 자동화는 차세대 원자력 발전소의 중요한 목표중의 하나가 되고 있다. 전체적인 발전소 수준의 자동화를 위해서는 일차적으로 각 주요 시스템에 대한 디지털화가 요구되며 본 논문에서는 증기발생기의 수위조절 시스템에 대해 연구하였다. 이를 위해 증기발생기의 열수력학적 모델을 이용하여 증기발생기에 작용하는 여러가지 입력과 수위와의 관계를 전달함수로 표시하였으며 이를 이용하여 기존의 발전소에서 사용되고 있는 3 요소 제어시스템을 검토하였다. 본 논문에서의 제어구성은 증기발생기 그 자체를 시스템내에 플랜트로서 포함시킨 것이기 때문에 전체적인 시스템 차수가 증가하며 디지탈 과정중 수치적 불안정이 야기된다. 이러한 문제와 아울러 저출력에서는 궤환신호로 작용하는 급수유량의 신뢰도가 작음을 고려하여 2 요소 제어시스템 및 그에 따른 디지탈 제어기에 대해 연구하였다. 이 시스템의 디지탈 비례적분제어기는 그 이득 및 적분시간상수가 초기출력에 따라 변하며 전체적인 시스템의 응답특성이 안정성 및 기타 제어 특성을 동시에 만족시키도록 하고 있다. 이러한 제어기를 사용한 2 요소 제어시스템은 초기출력에만 의존하므로 정의하기가 간단하며 또 이러한 시스템의 수위응답은 그에 대응하는 아날로그 시스템의 결과와 비슷함을 보이고 있다.

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센서드리프트 판별을 위한 통계적 탐지기술 고찰 (Statistical Techniques to Detect Sensor Drifts)

  • 서인용;신호철;박문규;김성준
    • 한국시뮬레이션학회논문지
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    • 제18권3호
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    • pp.103-112
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    • 2009
  • 원자력발전소에서 센서의 주기적 교정은 안전운전을 위해 꼭 필요하다. 그러나 실제 드리프트가 발생하여 교정을 요하는 센서는 약 2% 미만이다. 또한, 센서의 작동 상태를 매 핵연료 주기마다 수행하는 것은 고장 혹은 드리프트가 발생한 센서를 최대 18개월까지 감지하지 못한 채 운전할 위험이 있다. 원전의 안전운전 및 불필요한 교정을 줄이기 위해 센서의 상시 교정 감시가 필요하다. 이를 위해 주성분 분석과 Support Vector Regression(SVR)을 이용한 PCSVR 알고리즘을 개발하였고, 고리원전 3호기의 출력증발 데이터를 이용하여 검증하였다. 주성분분석은 선형변환을 통한 입력공간의 축소 및 노이즈 제거 효과를 나타내며, AASVR은 해석학적 및 기계학적 모델로 모델링하기 힘든 복잡계를 쉽게 나타낼 수 있는 장점이 있다. SVR의 세가지 파라미터는 반응표면분석법에 의해 최적화하였다. 센서의 고장탐지를 위해 모델 출력의 잔차를 슈하르트 관리도, EWMA, CUSUM 및 일반화우도비검정(GLRT)을 통해 그 결과를 비교하였다. 미세한 드리프트에 대해 CUSUM과 GLRT가 우수한 결과를 보였다. 개발된 알고리즘은 수출형 원전 APR1000 설계시 적용가능 할 것으로 판단된다.