• 한국지능시스템학회논문지
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• 제3권2호
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• pp.18-35
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• 1993

가압경수로형 원자력발전소 수위제어시스템과 특히 저출력시 수위제어상의 문제점들이 분석 및 고찰되었으며 저출력으로 운전시의 여러 과도특성에서도 안정된 제어를 하고 급수펌프고장과 같은 큰 수위변동 발생시에는 신속한 수위응답을 얻기 위한 방법이 주로 연구되었다. 제어기의 기본 알고리즘으로 퍼지제어기법을 적용하였으며 여기에 필요한 제어규칙 및 알고리즘은 운전원의 지식과 한국원자력연구소에 설치된 교육훈련용 모의제어반에서의 수동운전경험을 바탕으로 설정되었다. 실제 시스템 구현관점에서 제어변수 및 적용규칙은 보다 간편한 튜닝과 입출력변수간의 영향을 고려하여 세워졌다. 저유량일 때 측정이 불량한 유량신호에 대해, 중기발생기를 압력제어모드로 운전할 때에는 유량차의 퍼지변수로서 우회급수밸브의 개도를 이용한 대체정보를 채용하였으며 수위오차의 크기에 따라 유량차의 소속함수를 달리하는 동적인 튜닝방법을 사용하였다. 또한 우회급수와 주급수밸브간 간단한 전환알고리즘의 적용으로 밸브절환시의 수위요동을 억제하고자 하였다. 시뮬레이션 결과 저출력구간에서 원자로출력변동에 대해 기존에 설치된 방법보다 안정된 제어를 하고 동적 튜닝의 적용으로 미세제어동작과 수위오차가 큰 영역의 제어에 대해 신속한 응답과 함께 제어성능이 개선되었음을 보였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제7권3호
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• pp.8-14
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• 2011

The clogging of the flow area at the tube support plates(TSPs), especially at the upper TSPs results in the water level oscillation of a steam generator during normal operation. A reduction of the TSP flow area causes to increase in pressure drop within the two-phase flow zone, which destabilizes the boiling flow through the tube bundle. This phenomenon was occasionally observed at a few domestic and foreign nuclear power plants. One of the methods for defining the flow area clogging is visual inspection, which is the most effective inspection method. The results of the visual inspection for TSPs' flow area are clogging images on TSPs' quartrefoil lobes. These images are complexly distorted due to lens aberration and external factors like the distance to a subject and angle etc. In this work, we developed the analysis algorithm for clogging image of the TSP flow area of steam generators. For this purpose, we designed an image verification device applicable to the camera employed in the field for visual inspection and then, we demonstrated the validity of image analysis algorithm by using this device and commercial autoCAD program.

• 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.

• 방사선산업학회지
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• 제9권4호
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• pp.217-221
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• 2015

When reactor coolant leaks occur due to cracks of a steam generator's tube, radioactive materials contained in the primary cooling water in nuclear power plant are forced out toward the secondary systems. At this time the secondary water purification resin in the ion exchange resin tower of the steam generator blowdown system is contaminated by the radioactivity of the leaked radioactive materials, so we pack this in special containers and store temporarily because we could not dispose it by ourselves. If steam generator tube leakage occurs, it produces contaminated spent resins annually about 5,000~7,000 liters. This may increase the amount of nuclear waste productions, a disposal working cost and a unit price of generating electricity in the plant. For this reasons, it is required to develop a decontamination process technique for reducing the radioactive level of these resins enough to handle by the self-disposal method. In this research, First, Investigated the structure and properties of the ion exchange resin used in a steam generator blowdown system. Second, Checked for a occurrence status of contaminated spent resin and a disposal technology. Third, identified the chemical characteristics of the waste radionuclides of the spent resin, and examined ionic bonding and separation mechanism of radioactive nuclear species and a spent resin. Finally, we carried out the decontamination experiment using chemicals, ultrasound, microbubbles, supercritical carbon dioxide to process these spent resin. In the case of the spent resin decontamination method using chemicals, the higher the concentration of the drug decontamination efficiency was higher. In the ultrasound method, foreign matter of the spent resin was removed and was found that the level of radioactivity is below of the MDA. In the microbubbles method, we found that the concentration of the radioactivity decreased after the experiment, so it can be used to the decontamination process of the spent resin. In supercritical carbon dioxide method, we found that it also had a high decontamination efficiency. According to the results of these experiments, almost all decontamination method had a high efficiency, but considering the amounts of the secondary waste productions and work environment of the nuclear power plant, we judged the ultrasound and supercritical carbon dioxide method are suitable for application to the plant and we established the plant applicable decontamination process system on the basis of these two methods.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.730-742
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• 1995

증기발생기의 급수 및 수위조절 시스템과 관련하여 전체 시스템을 급수 서보시스템과 궤환제어기로 나누어 설계하였다. 급수 시스템의 설계에는 최적제어이론을 사용하였으며 시스템의 강인성을 위하여 다시 LTR 기법을 이용하였다. 중기발생기의 제어특성은 열수력학적인 이유에 의하여 출력에 따라 계속적으로 변하게 되므로 궤환제어기가 이러한 변화를 동적으로 반영할 수 있도록 하였다. 모든 설계는 연속시스템에서 이루어졌으며 적절한 샘플링 주기를 선정하여 디지탈화 하였다. 이같은 시스템을 이용하여 출력증가 및 감소의 두 가지에 대해 검토한 결과, 출력의 증가시에는 제어상수를 고정시키는 것이 바람직하나 출력의 감소시에는 시스템의 안정을 위하여 제어상수가 출력에 따라 동적으로 변화해야함을 알 수 있었다.

• 조명전기설비학회논문지
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• 제12권4호
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• pp.106-113
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• 1998

원자력발전소의 증기발생기 수위제어계는 과도상태뿐만 아니라 정상운전 시에도 제어계 설계에 사용된 모델링이나, 이론의 적용이 매우 어려운 계통이다. 따라서 기존의 제어방법으로는 안정성에 대한 의문이 제기되어 많은 연구가 이루어지고 있다. 이러한 문제점에 입각하여 본 연구에서는 유전 알고리즘을 이용한 개선된 루프 형성법을 제안하고 이 방법올 QFT에 적용하여 제어성능을 향상시킬 수 있는 제어계를 설계하였다. 그리고 시뮬레이션 결과로부터 안정성과 효과적인 제어성능을 얻었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권3호
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• pp.723-730
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• 2019

Acquiring instrumentation signals generated from nuclear power plants (NPPs) is essential to maintain nuclear reactor integrity or to mitigate an abnormal state under normal operating conditions or severe accident circumstances. However, various safety-critical instrumentation signals from NPPs cannot be accurately measured on account of instrument degradation or failure under severe accident circumstances. Reactor vessel (RV) water level, which is an accident monitoring variable directly related to reactor cooling and prevention of core exposure, was predicted by applying a few signals to deep neural networks (DNNs) during severe accidents in NPPs. Signal data were obtained by simulating the postulated loss-of-coolant accidents at hot- and cold-legs, and steam generator tube rupture using modular accident analysis program code as actual NPP accidents rarely happen. To optimize the DNN model for RV water level prediction, a genetic algorithm was used to select the numbers of hidden layers and nodes. The proposed DNN model had a small root mean square error for RV water level prediction, and performed better than the cascaded fuzzy neural network model of the previous study. Consequently, the DNN model is considered to perform well enough to provide supporting information on the RV water level to operators.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2001년도 합동 추계학술대회 논문집 정보 및 제어부문
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• pp.204-208
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• 2001

In this paper, we induce the linear transfer function of Downcomer water level of NPP(Nuclear Power Plant) Steam Generator using Genetic Algorithm and Levenberg-Marquardt Algorithm. The characteristic of NPP S/G mechanism is so high-non-linear that it is hard to achieve mathematical expression. So we use non-mathematical Algorithms to get the model function of NPP S/G water level. S/G level controller would be designed with this transfer function as the plant.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 추계학술대회 논문집 학회본부 A
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• pp.259-261
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• 2000

MPC 제어기가 고정된 출력준위에서 선형 증기발생기 모델을 위해 설계되었다. 고정된 출력준위에서 설계된 제어기는 단지 입력가중치만을 변경하므로써 어떤 다른 출력준위에서 좋은 성능을 보여주었다. 또한 증기발생기는 비선형 특성을 갖고 있기 때문에 제안된 제어 알고리듬이 실질적인 성능 및 안전성을 검증하기 위하여 증기발생기의 비선형 모델에 적용되었으며, 좋은 성능을 보여주었다.

• 한국지능시스템학회논문지
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• 제3권4호
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• pp.24-31
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• 1993

원전 증기발생기의 수위제어기를 퍼지제어기로 구성하는 경우 증기발생기의 단독운전이 아닌 전체발전소의 가동중에 소속함수 조정이 이루어져야 하는 제약환경을 고려할 때 많은 반복실행횟수를 필요로 하는 임의적인 시행착오방법이나 일반화되어 있지 않은 복잡한 방법보다는 보다 간단명료하고 예측가능한 조정경로를 통해 소속함수를 조정할 필요가 있다. 여기에서는 그 방안으로서 프로세스 제어응답의 최대초과량 상승시간의 합으로 평가함수를 도입하고 descent method를 이용하여 제어응답의 결과로 얻는 평가함수의 최소점을 따라 소속함수를 조정해가는 방법을 제시하였다.