• 대한기계학회논문집B
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• 제24권7호
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• pp.994-1001
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• 2000

The dynamic behavior of a single-pressure heat recovery steam generator and turbine system for the combined cycle power plant is simulated on the basis of one-dimensional unsteady governing equations. A water level control and a turbine power control are also included in the calculation routine. Transient response of the system to the variation of gas turbine exit condition is simulated and effect of the turbine power control on the system response is examined. In addition, the effect of the treatment of inertia terms(fluid inertia and thermal inertia of heat exchanger metal) on the simulated transient response is investigated.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권4호
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• pp.460-467
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• 2010

In this study, the parameters of the feedwater control system (FWCS) of the OPR1000 type nuclear power plant (NPP) are optimized by response surface methodology (RSM) in order to acquire better level control performance from the FWCS. The objective of the optimization is to minimize the steam generator (SG) water level deviation from the reference level during transients. The objective functions for this optimization are relationships between the SG level deviation and the parameters of the FWCS. However, in this case of FWCS parameter optimization, the objective functions are not available in the form of analytic equations and the responses (the SG level at plant transients) to inputs (FWCS parameters) can be evaluated by computer simulations only. Classical optimization methods cannot be used because the objective function value cannot be calculated directely. Therefore, the simulation optimization methodology is used and the RSM is adopted as the simulation optimization algorithm. Objective functions are evaluated with several typical transients in NPPs using a system simulation computer code that has been utilized for the system performance analysis of actual NPPs. The results show that the optimized parameters have better SG level control performance. The degree of the SG level deviation from the reference level during transients is minimized and consequently the control performance of the FWCS is remarkably improved.

• 대한전기학회논문지:전력기술부문A
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• 제48권10호
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• pp.1251-1258
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• 1999

The water level control of a steam generator in the unclear power plant is an important process. Most of the water level controllers of the actual plant are PID controllers. But they have limitations in appling for tracking the set point and getting rid of disturbances, so there are some defects to apply in the actual ground even though many research works represented the resolutions to solve it. In this paper, it is suggested that the established simple PID controller in low power has the ability to remove disturbances and trace the set-point, and then possesses the real-time self-tuning function according to the variety of moving peculiarity of a plant. This function realized by making use of fuzzy logic. PID parameters are formulated by a variable ${\alpha}$ and made it fluctuate by a fuzzy inference according to level error and level error change. This mechanism makes application of actual plant effective as well as taking advantage of improving the efficiency of water level controller by way of adding the function of self-tuning instead of replacing PID controller. The computer simulation of this scheme shows the improved performance compare to conventional PID controller.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.371-380
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• 1993

운전원의 언어적인 제어 논리를 이용한 모델과 무관한 제어기가 증기 발생기의 수위 제어를 위해 개발되었다. 오직 9개의 룰을 수위 오차와, 응축 수위 변화를 표현하는 유량 오차로부터 얻어졌다. 벨형의 소속함수는 민감도 분석을 통하여 조절되었고, 결과 과도 상태와 정상상태 공히 양호한 제어성능을 보였다. 저출력에서 전 출력까지의 다단계 출력 증가에 대하여, 전 운전 영역에서 좋은 제어를 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.420-424
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• 1994

가압경수로형 원자력발전소의 저출력 및 과도상태에서의 개선된 증기발생기 수위 제어 방식을 제시하였다. 수축 및 팽창 현상에 의한 수위의 요동을 줄이기 위해 기존의 비례·적분 제어기에 증기발생기 압력 및 급수온도를 고려한 앞먹임 보상부를 첨가하였다. 원전 훈련용 시뮬레이터를 이용하여 시뮬레이션을 수행한 결과 기존방식에 비해 적은 수위오차, 훨씬 빠른 진정시간을 얻을 수 있었다. 제시된 알고리즘은 구현이 용이하고 실제 적용도 가능하리라 판단된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.84-84
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.57-57
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• 1999

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2495-2497
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• 2000

Level control in the steam generator of a nuclear power plant is important process. But, the low power operation of nuclear power plant causes nonlinear characteristics and non minimum phase characteristics (swell and shrink), change of delay. So, we can't lead good results with conventional PID controller. Particularly, the design of controller with constraints is necessary. This paper introduces MPC(Model Predictive Control) with constraints and designs a good performance MPC controller in spite of the input constraints and nonlinear characteristics, non-minimum phase characteristics

• 조명전기설비학회논문지
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• 제23권7호
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• pp.67-74
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• 2009

This paper describes the speed control functions of the typical steam turbine speed controllers and the test results of generator load rejection simulations. The goal of the test is to verify the speed controller's ability to limit the steam turbine's peak speed within a predetermined level in the event of generator load loss. During normal operations, the balance between the driving force of the steam turbine and the braking force of the generator load is maintained and the speed of the turbine-generator is constant. Upon the generator's load loss, in other word, the load rejection, the turbine speed would rapidly increase up to the peak speed at a fast acceleration rate. It is required that the speed controller has the ability to limit the peak speed below the overspeed trip point, which is typically 110[%] of rated speed. If an actual load rejection occurs, a substantial amount of stresses will be applied to the turbine as well as other equipments, In order to avoid this unwanted situation, not an actual test but the other method is necessary. We are currently developing the turbine control system for another nuclear power plant and have plan to do the simulation suggested in this paper.

• 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.