• 한국지능시스템학회논문지
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• 제26권3호
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• pp.246-252
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• 2016

화력발전소의 설비들은 매우 높은 온도와 압력의 환경에서 운전되므로, 설비고장은 상당한 인적 물적 손실로 이어진다. 그러므로 발전설비의 비정상정인 동작 상태를 사전에 확인할 수 있는 고장탐지 시스템이 필수적이다. 본 연구에서는, 화력발전소 증기보일러의 고장탐지를 위해서 마할라노비스 거리(Mahalanobis distance, MD)를 이용하였다. MD 기반의 고장탐지방법에서는, 비정상샘플은 정상샘플들로부터 멀리 떨어져 있다고 가정한다. 정상상태로 동작중인 대상시스템으로부터 수집된 다변량 샘플을 이용하여 평균벡터와 공분산행렬을 계산하고, MD값의 문턱값을 설정한다. 검증단계에서는, 평균벡터와 검증샘플들 간의 MD를 구한 후, 계산된 MD 값이 미리 설정된 문턱값보다 높으면 알람신호가 발생하게 된다. MD 기반의 고장탐지방법의 성능을 검증하기 위해서, 200MW 유연탄 화력발전소의 증기보일러 튜브누설로 인해서 발전정지 된 사례를 사용하였다. 실험결과는 MD 기반의 고장탐지기법이 발전정지가 발생하기 이전의 이상징후를 성공적으로 탐지할 수 있음을 보여준다.

• 에너지공학
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• 제27권4호
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• pp.27-35
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• 2018

피동원자로건물냉각계통(PCCS)은 사고 발생 시 원자로건물로 방출된 열을 제거하여 원전의 건전성을 보장하기 위해 설계되었다. PCCS의 열제거 성능은 증기-공기 혼합물의 응축열전달에 의해 결정된다. 본 연구에서는 응축열전달계수의 예측 정확도를 향상시키기 위해 새로운 상관식을 이식한 MARS-KS 코드를 사용하여 PCCS의 열제거 성능을 평가하였다. MARS-KS 코드에 사용된 새로운 상관식은 압력, 벽면과냉도, 비응축성 기체 질량분율 및 응축튜브의 종횡비와 같은 열전달계수에 영향을 미치는 변수들을 이용하여 개발하였고, 이는 MARS-KS코드의 기본 응축 모델인 Colburn-Hougen 모델을 대체하여 적용되었다. 대형파단 냉각재상실사고 발생 시 PCCS의 운전에 따른 다양한 열수력학적 변수들을 분석하였고, 열제거 성능 평가를 위해 새로운 상관식이 적용된 MARS-KS 코드의 원자로건물 압력거동 계산결과와 기존의 응축모델을 이용한 해석결과를 비교하였다.

• 에너지공학
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• 제13권1호
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• pp.51-59
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• 2004

국내에 설치 운영중인 원전 훈련용 시뮬레이터의 핵 증기공급 계통 열수력 프로그램은 1980련 전후에 외국 벤더들이 개발하여 공급한 것으로 이들 열수력 프로그램은 핵 증기공급 계통 열수력 현상을 실시간으로 모의하기 위해 과도하게 단순화된 모델을 채택하고 있다. 그 결과 원자로 냉각계통에 복잡한 이상유동이 발생하는 사고를 모의하는 경우 정확도가 떨어질 수 있어 부정적인 훈련(Negative training)을 초래할 가능성이 있다. 이와같은 문제를 해결하기 위해 전력연구원에서는 RETRAN-3D코드를 기본으로 시뮬레이터용 핵 증기공급 계통 열수력 프로그램 ARTS코드를 개발하였다. RETRAN-3D코드를 기본으로 하는 ARTS코드는 거의 대부분의 사고를 실시간으로 모의할 수 있으며 계산의 건전성도 보장된다. 그러나, 대형냉각재 상실사고나 저압 저유속 상태의 장기 과도현상 등을 모의하는 경우에 발생하는 계산실패나 실시간 계산 지체등의 가능성이 있다. 이 경우 이를 자동으로 대체 보완할 수 있는 보조계산체계를 개발했다. 특히, ARTS코드의 실시간 계산 및 건전성 문제가 예상되는 대형냉각재 상실사고를 주모의 대상으로 간주했다. 계산 결과는 코드의 정확도, 실시간 계산능력, 건전성 및 운전원 교육등에서 최종안정성평가보고서 및 ANSI/ANS-3.5-1998$^{[1]}$ 시뮬레이터 소프트웨어 기준을 만족하는 것으로 평가되었다

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권1호
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• pp.71-82
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• 1993

원자력 발전소 작업과의 피폭량은 발전소의 안전 운영에 관한 척도일 뿐 아니라, 일반 대중이 원자력 발전의 안전을 평가하는 기본 요소이다. 또한, 최근 ICRP 60에 의한 개인 피폭선량 한도의 하향조정 권고는 지속적인 피폭저감에의 노력을 요구하고 있다. 본 논문에서는 작업자의 피폭저감에 관한 대안선정시 사용할 수 있는 최적화 기법을 제시하고 실제로 원전 운영자예 의해 제안된 대안들을 검토하는데 이 기법을 적용하여 보았다. 분석과정에서 기본분석이외에 가변 경제변수를 고려한 민감도 분석을 통해 계산 결과의 불확실성을 보완하였다. 분석결과를 살펴보면, 먼저 비용-이득 분석에서는 '증기 발생기 Nozzle Dam 및 Torquing Machine'이 총 이득면에서 가장 우수한 것으로 평가되었고, 다속성 효용 분석의 경우 'Co-No Seal 조임장치'가 가장 높은 효용을 가진 것으로 나타나 약간의 차이를 보이고 있다. 따라서, 최적화 기법의 적용시에는 두 가지이상의 정량적 기법을 보완적으로 사용하고, 정성적 인자도 충분히 고려하는 것이 필요하다.

• 에너지공학
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• 제11권1호
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• pp.18-25
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• 2002

침부식 (FAC, Flow-Accelerated Corrosion)에 의한 감육 문제는 원자력 발전소 배관관리에 있어서 매우 중요하다. 특히 FAC는 배관 내부 유체의 pH, 용존산소 농도, 유체 온도, 유속 및 습증기 분율 등과 배관의 형상 및 재료 등의 특정 조건에서만 발생하므로, FAC 문제를 관리하기 위해서는 체계적인 접근이 필요하다. 본 연구에서는 국내 특정 CANDU원전의 2차계통 배관을 대상으로 관련 데이터베이스 구축, 구축된 데이터베이스를 이용한 FAC감육율의 예측 및 배관 잔여수명의 평가 등을 수행하였다. 또한 FAC 발생기구 및 FAC에 영향을 주는 요인에 대해서도 조사하였다. 습분분리기와 플래시탱크 사이 배관 라인의 해석 예로부터 FAC 문제를 관리하는 방안을 제시하였다. 제시된 방안은 국내 다른 원자력발전소의 배관 관리에도 활용될 수 있을 것이다.

• 에너지공학
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• 제27권2호
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• pp.14-25
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• 2018

복합화력발전 플랜트는 천연가스와 같은 연료로 가스 터빈을 작동시킨 후 잔류 열로 증기를 생산하는 사이클을 가지고 있다. 연료가스는 압축기 및 열교환기를 통해 4~5 MPa, $200^{\circ}C$ 수준의 상태로 가스터빈에 공급된다. 본 연구에서는 가스 연료공급 배관계통의 안전 운영 및 건전성 확보를 위해 배관 시스템 응력을 고려한 위험도 평가 기법 연구를 수행하였다. 위험도 평가 기법으로 잘 알려진 API 580/581 RBI 코드에서는 위험도에 배관 응력의 영향을 반영이 제한적이다. 따라서 배관 해석을 이용하여 배관의 시스템적 응력을 위험도의 파손확률로써 인자화하는 접근법을 제시하였다. 해석은 가상 발전 플랜트의 가스연료 공급 배관의 설계 데이터에 근거하여 배관 시스템 응력 해석을 수행하였다. API 코드에 의해서 평가된 파손확률 등급과 배관해석을 이용한 응력비 평가 결과를 비교하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제39권7호
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• pp.713-720
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• 2015

저압터빈 최종단 블레이드는 발전설비의 대용량화에 따라 대형화 되고 있으며, 터빈을 구성하는 모든 블레이드 중 상대적으로 그 크기가 가장 크다. 그 결과 블레이드는 매우 높은 원심력과 낮은 고유 진동수 특성을 가지며 그에 따른 각종 손상이 발생하게 된다. 최근 국내에서 가동연수 증가와 잦은 기동정지에 따른 저압터빈 최종단 블레이드의 손상이 자주 보고되고 있어, 본 연구에서는 유한요소법을 이용하여 원심력에 의한 응력해석, 응력경화효과에 따른 고유진동수 해석 및 조화응답해석을 수행 하였다. 그 결과 예측된 블레이드의 에어포일 선단부 최대 피로응력의 위치와 실제 균열의 발생위치가 일치함으로써 피로손상에 의한 결과임을 확인하였고, 노치에 의한 등가피로한도가 노치피로한도에 접근하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권1호
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• pp.11-21
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• 2020

This study aims to develop and advance the evaluation technology for assessing PHWR safety. For this purpose, the complete loss of AC power or station blackout (SBO) was selected as a target accident scenario and the analysis model to evaluate the plant responses was envisioned into the MARS-KS input model. The model includes the main features of the primary heat transport system with a simplified model for the horizontal fuel channels, the secondary heat transport system including the shell side of steam generators, feedwater and main steam line, and moderator system. A steady state condition was achieved successfully by running the present model to check out the stable convergence of the key parameters. Subsequently, through the SBO transient analyses two cases with and without the coolant leakage via the PHTS pumps were simulated and the behaviors of the major parameters were compared. The sensitivity analysis on the amount of the coolant leakage by varying its flow area was also performed to investigate the effect on the system responses. It is expected that the results of the present study will contribute to upgrading the evaluation technology of the detailed thermal hydraulic analysis on the SBO transient of the operating PHWRs.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제17권6호
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• pp.104-108
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• 2014

The recent Fukushima nuclear power plant accidents shows that the core make up at high RCS pressure condition is very important to prevent core melting. The core make up flow at high pressure condition should be driven by gravity force or passive forces because the AC-powered safety features are not available during a Station Black Out (SBO) accident. The reactor Coolant System (RCS) mass inventory is continuously decreased by releasing steam through the pressurizer safety valves after reactor trip during a SBO accident. The core will be melted down within 2~3 hours without core make up action by active or passive mode. In the new design concept of a Hybrid Safety Injection Tank (Hybrid SIT) both for low and high RCS pressure conditions, the low pressure nitrogen gas serves as a charging pressure for a LBLOCA injection mode, while the PZR high pressure steam provides an equalizing pressure for a high pressure injection mode such as a SBO accident. After the pressure equalizing process by battery driven initiation valve at a high pressure SBO condition, the Hybrid SIT injection water will be passively injected into the reactor downcomer by gravity head. The SBO simulation by MARS code show that the core makeup injection flow through the Hybrid SIT continued up to the SIT empty condition, and the core heatup is delayed as much.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권1호
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• pp.53-66
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• 1995

현재 사용중인 Non-LOCA 해석용 인허가 코드들은 특정한 형태의 가압경수로에 맞게 짜여진 것들이어서 모든 형태의 가압 경수로에 적용할 수 있는 범용 코드의 개발이 필요한 실정이다. 이를 위하여 한국원자력연구소에서는 웨스팅하우스 및 CE형 발전소에 공히 적용할 수 있는 과도현상 해석 코드인 TASS 로드를 개발하고있다. 이 TASS 코드는 실시 간 보다 빠르게 핵증기계통에 대한 모의 계산을 수행하며 대화식의 입출력을 통하여 사용자가 원하는 과도현상을 정확히 모사할 수 있다. 본 논문에서는 웨스팅하우스형 발전소에 대하여 TASS 코드를 적용하여 Non-LOCA 인허가 해석을 하기 위한 검증을 위해, 교류 전원 상실사고와 부하상실사고에 대하여 발전소 실측자료와의 비교계산을 수행하였고 주급수관 파단사고, 펌프축 고착사고, 증기발생기 세관 파열사고 및 주증기관 파단사고들에 대하여 대형코드인 RELAP5 /MOD3 코드와의 비교계산을 수행하였다.