• 한국산학기술학회논문지
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• 제17권12호
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• pp.476-481
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• 2016

화력발전은 화석연료인 석탄을 연소시켜 얻은 열에너지로 물을 끓여 증기를 만들고 그 증기로 터빈을 운전시켜 터빈축에 연결된 발전기로 전기를 얻는 방식이다. 따라서 하절기에는 화력발전소 Deaerator의 표면온도는 $70^{\circ}C$, Storage Tank의 표면온도는 $67^{\circ}C$, 공기온도는 $50^{\circ}C$를 상회한다. 이런 현상은 기기와 작업자에게 부적합한 영향을 끼친다. 특히, Deaerator와 Storage Tank에 인접해 있는 작업자는 복사열전달의 영향을 받아 더 높은 체감온도를 느끼게 된다. 따라서 본 논문에서는 전산해석을 통해 Deaerator 부근의 열유동 특성을 파악하고 단열재를 사용하였을 때와 복사차폐막을 사용하였을 때의 효과를 비교하여 최적의 냉각조건을 제시하였다. Case 1은 현재 발전소의 형상이고 Case 2는 Case 1에서 단열재를 추가로 사용한 형상이고 Case 3은 Case 1에서 복사차폐막을 사용한 형상이다. 유동은 벽면과 열원의 온도 차이에 의해 발생되었고 오른쪽 상단부에 고온의 공기가 포집된다. 온도 분포에서 작업자표면의 최대 온도를 비교해보면 단열재를 사용한 Case 2가 복사효과 저감에 가장 효율적인 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권1호
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• pp.14-20
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• 2014

원전 내 방사선작업종사자 피폭량의 대부분은 계획예방정비기간 중 냉각재계통에 존재하는 $^{58}Co$, $^{60}Co$등과 같은 CRUD에 의하여 일어난다. 따라서 원전 내 방사선작업종사자의 피폭 최적관리를 위해서는 냉각재계통의 선원항을 사전에 파악할 필요가 있다. 이 연구는 원전 내 선원항을 알아보기 위해 국내 최초로 계획예방정비 기간 중 증기발생기 부근에서 CZT 반도체 검출기를 이용한 배관 직접 측정법을 사용하였다. 또한 신규원전과 노후원전에서 선원항의 차이를 알아보기 위해 두 원전에서 측정한 결과를 비교 하였고 노후원전에 대하여는 정지화학처리에 따른 선원항의 변화를 측정하였다. 노후원전에서 정지화학처리에 따른 선원항 변화는 발견되지 않았으며, 신규원전 및 노후원전의 주요 선원항은 $^{58}Co$와 $^{60}Co$ 였고, $^{59}Fe$는 신규원전에서만 $^{137}Cs$와 $^{95}Zr$는 노후원전에서만 보였다. $^{58}Co/^{60}Co$의 비율은 노후원전보다 신규원전에서 크게 나타났으며 운전연한이 증가 할수록 반감기가 긴 $^{60}Co$의 비방사능이 커지기 때문이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.222-232
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• 1993

원전증기 발생기 수위제어용 두개의 퍼지 알고리듬을 개발하였다. 즉, 증기 및 급수유량사용이 가능한 고출력 경우와 이들의 사용이 불가능한 저출력시등 용도를 분리하여 별도의 알고리듬으로 개발한 것이다. 이들 알고리듬은 고출력시의 경우 PID형태의 제어기로 변환시켰고 저 출력시의 경우 2차함수 형태의 제어기로 변환시켰다. 이들제어기는 한국원자력 연구소 보유 Compact Nuclear Simulator에서 각각 4개의 모의 운전을 통하여 실험하였다. 실험결과, 두 경우 모두 Simulator에서 사용되고 있는 PID제어기에 비하여 약 50%의 제어량으로 수위곡선 및 유량차이의 총 변화량이 절반이하가 되도록 제어가 가능했다. 고출력의 경우, 이는 수위 및 유량등을 입력으로 하는 PI제어기 대신 같은 입력의 PD제어기를 속도 알고리즘으로 사용한 점이 근본적인 차이로 볼 수 있으며 저 출력시의 경우는 수위를 입력으로 하는 PI제어기 대신에 적은 비율의 'I'성분을 포함하는 PID제어기를 사용하였으며 'D'성분입력과 제어기 출력에 각각 평균간을 사용한 것이 주 차이점이라 할 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.12-19
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• 1990

1981년 6월 9일 고리 1호기 원자력발전소에서 발생한 외부 전원 상실사고 자료를 근거로 RELAP5/MOD2코드모델 평가를 하였다. 계산된 주요 열ㆍ수력학 변수를 실측자료와 비교 분석하였으며 증기발생기의 Nodalization 민감도 분석이 수행되었다. 계산된 열ㆍ수력학 변수는 실측치와 비교적 잘 일치하고 있으며, 이러한 유형의 사고 분석에 RELAP5/MOD2가 적합하다는 것을 보였다. 그러나 가압기 압력과 수위변동에서는 상당한 차이를 보였으며 높게 계산되었다. 이러한 사실은 RELAP5의 수직관에서의 층류 열전달 모델에 기인하는 것으로 해당모델의 개선을 요하고 있다는 것을 알았다. 그리고 증기발생기의 Nodalization 연구를 통하여 수위변동을 잘 예측하기 1위해서는 증기발생기 증기 Dome와 Downcomer사이에 압력을 전달시켜주는 유로를 모델링 하여야 한다는 것을 알았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권6호
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• pp.1540-1553
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• 2019

A nuclear power plant (NPP) is a highly complex system-of-systems as manifested through its internal systems interdependence. The negative impact of such interdependence was demonstrated through the 2011 Fukushima Daiichi nuclear disaster. As such, there is a critical need for new strategies to overcome the limitations of current risk assessment techniques (e.g. the use of static event and fault tree schemes), particularly through simulation of the nonlinear dynamic feedback mechanisms between the different NPP systems/components. As the first and key step towards developing an integrated NPP dynamic probabilistic risk assessment platform that can account for such feedback mechanisms, the current study adopts a system dynamics simulation approach to model the thermal dynamic processes in: the reactor core; the secondary coolant system; and the pressurized water reactor. The reactor core and secondary coolant system parameters used to develop system dynamics models are based on those of the Palo Verde Nuclear Generating Station. These three system dynamics models are subsequently validated, using results from published work, under different system perturbations including the change in reactivity, the steam valve coefficient, the primary coolant flow, and others. Moving forward, the developed system dynamics models can be integrated with other interacting processes within a NPP to form the basis of a dynamic system-level (systemic) risk assessment tool.

• 플랜트 저널
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• 제14권4호
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• pp.48-54
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• 2018

발전설비에서의 질소산화물 배출 규제치가 강화됨에 따라 1990년대에 설치된 HRSG도 탈질설비를 추가로 설치해야 하는 상황이 되었다. 그러나 HRSG 내부에 촉매와 암모니아 분사장치 모두를 설치할 수 있는 공간이 없기 때문에 그 대안으로써 HRSG 내부에는 촉매만 설치하고 암모니아 분사장치는 가스터빈 배기덕트로 변동하여 설치하는 것을 검토하였다. 본 연구에서는 인천복합발전소를 대상으로, 암모니아 분사장치를 HRSG 중압 과열기 후단과 가스터빈 배기덕트에 설치하여 암모니아를 분사였을 때 대기 배출기준 8.5 ppm을 만족하는 암모니아 소비량을 각각 측정하였다. 연구결과 가스터빈 배기덕트 암모니아 분사방식이 HRSG 중압 과열기 후단 분사방식에 비해 소비량이 1.2배 정도 증가한 것으로 나타났다. 따라서 HRSG 수명 30년 운영을 고려한다면 HRSG 내부에 암모니아 분사장치를 설치할 수 없는 경우 가스터빈 배기덕트에 암모니아 분사장치를 설치하는 것이 추천된다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회B
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• pp.2558-2562
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• 2007

In the present work, flow characteristics analysis has been performed for steam turbine bypass control valve (single-path type). The numerical analysis is performed by solving three-dimensional Reynolds-averaged Navier-Stokes (RANS) equations. Shear stress transport (SST) model is used as turbulence closure. Symmetry condition is applied at the mid plane of the valve while adiabatic condition is used at the outer wall of the cage. Grid independency test is performed to find the optimal number of grid points. The pressure and temperature distributions on the outer wall of the cage are analyzed. Mass flow rate at maximum plug opening condition is compared with the designed mass flow rate.

• 한국윤활학회:학술대회논문집
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• 한국윤활학회 1999년도 제29회 춘계학술대회
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• pp.310-316
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• 1999

The fretting wear characteristics of the contact between Zircaloy-4 tube and Inconel 600 tube have investigated. Zircaloy-4 is used for fuel rod in nuclear reactor and Inconel 600 is used for tube In steam generator of nuclear power plant. A fretting wear tester was designed to be suitable for this fretting test. In this study, the number of cycles, slip amplitude and normal load were selected as main factors of fretting wear. This study shows that the wear scar length of Zircaloy-4 and Inconel 600 increases as number of cycles, normal load and slip amplitude increase and the wear scar length of Zircaloy-4 is more longer than that of Inconel 600 due to the surface hardness.

• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 2001년도 봄 학술발표회 논문집
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• pp.263-268
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• 2001

In this study, the physical and mechanical characteristics of Bottom-ash exhausted from each of steam power plant was considered. The comparative objects were Bottom-ash in which a lot of powder contained and that in which less than that relatively contained. The difference in quantity of powder showed different effect on the character of flow. This study was undertaken on the use of Bottom-ash as a fine aggregate, and showed the optimum mixing and the character of flow according to each rate. And this study showed the quantity of water and binder added in different Bottom-ash was differently used.

• International Journal of Fuzzy Logic and Intelligent Systems
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• 제4권1호
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• pp.70-78
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• 2004

This paper proposes non-linear control method using immune algorithm based fuzzy logic. Nonlinear dynamic system exist widely in many types of systems such as chemical processes, biomedical processes, and the main steam temperature control system of the thermal power plant. Up to the present time, PID Controllers have been used to operate these systems. However, it is very difficult to achieve an optimal PID gain with no experience, because gain of the PID controller has to be manually tuned by trial and error. An inverted pendulum control problem is selected to illustrate the efficiency of the proposed method and defines relationship state variables $\chi$, $\chi$, $\theta$, $\theta$ using immune fuzzy.