원자력발전소의 증기발생기는 수천 개의 매우 얇은 두께의 튜브로 구성되어 있다. 이러한 증기발생기의 튜브는 원자력발전소의 1차 계통과 2차 계통의 압력경계를 유지하는 데에 매우 중요한 역할을 하고 있으며, 고온 고압의 열 수력적 상호작용으로 인한 가혹한 운전조건으로 인하여 손상되기 쉽다. 따라서 증기발생기의 구조적 건전성을 평가하기 위하여 많은 시간과 노력이 투입되고 있다. 와전류 검사 방법이 증기발생기 튜브의 건전성을 평가하기 위한 가장 보편적인 비파괴 방법이지만, 와전류 검사의 특성상 결함의 전체 체적에 의하여 신호의 특성이 나타나게 되어 정확한 결함의 크기를 평가하기에는 한계가 있다. 본 연구에서는 증기발생기 튜브의 결함 검출과 정확한 측정을 위하여 초음파 검사기법의 적용 가능성을 확인하였으며, 연구결과를 증기발생기 튜브 검사에 적용 할 경우 검사결과가 크게 향상 될 것으로 기대된다.
When we control the level of the steam generator in the nuclear power plants, a swell and shrink arises from many disturbances such as feed water rate, feed water temperature, main steam flow rate, and coolant temperature. If we use the conventional type of PI controller in this system, we will not have stability during controlling at lower power, the removal function of disturbances, and a load follow-up control effectively. In this paper, we study the application of a 2-Degree of Freedom(2-DOF) PID controller to the level control of the steam. generator of nuclear power plants through the simulation and the experimental steam generator. We use the parameters $\alpha$, $\beta$, $\gamma$ of the 2-DOF PID controller for the removal of disturbances and the parameters Kp,Ti,Td of the conventional type of PID controller for controlling setpoint. The back-propagation learning algorithm of neural network is used for tuning the 2-DOF PID controller. We can find satisfactory results of the removal of the disturbances and the tracking function in the change of setpoint through the simulation and experimental steam generator.
The main reason for applying positive pressure variable clearance packing in fossil power plant is high efficiency and energy saving movement in the government. This study intends to analyze the turbine efficiency through the shaft packing improvement in thermal power plant and makes its comparison to that of the each packing type
This paper is investigated on the improvement for steam temperature control at Boryung coal-fired drum boiler type thermal power plant. The steam temperatur control has been mainly operated by the feedback controllers. Automatic controllers are bounded and difficult. Because boiler system is nonlinear and the system time delay is very large. Optimal regulators including predictive feedforward and differentiate control are synthesized and some improved output results are presented.
A control for Steam Generator (S/C) level is very difficult by automatic control mode but also manual control node during plant start up and/or low power level operation with the analog control system because of a non-nominal process responce. The goal of this study is to improve and computerize and applicate for KO-RI #1 Steam Generator level control system.
As a part of the government renewable energy policy, KOWEPO is constructing 300MW IGCC plant in Taean. IGCC plant consists of gasification block, air separation unit and power block, which performance test is separately conducted. Overall performance test for IGCC plant is peformed to comply with ASME PTC 46. Major factors affected on the overall efficiency for IGCC plant are external conditions, each block performance(gasification, ASU, power block), water/steam integration and air integration. Performance parameters of IGCC plant are cold gas efficiency, oxygen consumption, sensible heat recovery of syngas cooler for gasification block and purity of oxygen, flow amount of oxygen and nitrogen, power consumption for air separation unit and steam/water integration among the each block. The gas turbine capacity applied to the IGCC plant is 20 percent higher than NGCC gas turbine due to the low caloric heating value of syngas, therefor it is possible to utilize air integration between gas turbine and air separation unit to improve overall efficiency of the IGCC plant and there is a little impact on the ambient condition. It is very important to optimize the air integration design with consideration to the optimized integration ratio and the reliable operation. Optimized steam/water integration between power block and gasification block can improve overall efficiency of IGCC plant where the optimized heat recovery from gasification block should be considered. Finally, It is possibile to achieve the target efficiency above 42 percent(HHV, Net) for 300MW Taean IGCC plant by optimized design and integration.
화력발전소에서 장치 이상이나 열화로 인해 발전효율이 저하될 때 운전자가 이를 감지하고 적시에 조처를 취할 수 있도록 지원하는 성능관리시스템은 무엇보다도 발전효율을 정확하게 예측하는 것이 중요하다. 공정용 증기 또는 난방용열(이하 공정용 증기로 단일화 표기)과 전기를 동시에 생산하는 열병합발전에 대해 지금까지 다수의 발전효율 모델들이 제안되었는데, 대부분 공정용 증기의 가치를 제대로 평가하지 못해 발전효율을 정확하게 예측하지 못했다. 본 연구에서는 발전효율 예측 모델의 계수를 조업 데이터를 통해 결정하고, 공정용 증기의 전기 환산효율(ECE, Electricity Conversion Efficiency) 모델을 적용함으로써 공정용 증기의 가치를 정확하게 평가할 수 있도록 하였다. 본 방법을 열병합발전의 설계 데이터에 적용하여 발전부하에 대한 발전효율의 추세선을 구한 결과 R2가 99.91%로 회귀 수준이 매우 높았다. 본 결과로부터 조업 데이터를 이용한 ECE 모델 계수 결정 방법이 발전효율을 정확하게 예측하여 열병합발전에 대한 성능 모니터링에 적합함을 확인할 수 있었다.
In the recent trend of electric power supply market, a variable pressure operation supercritical once-through steam generator is highlighted as a thermal power plant for cycling load because of its superiority in load regulation. Almost all thermal power plants of the future are expected to be variable pressure operation supercritical once-through units. APESS(Advanced Plant Engineering & Simulation System) is a dynamic simulation software for power plant which is under being developed by Korea Heavy Industries & Construction Co., Ltd. This paper present the introduction of APESS and the result of simulation for variable pressure operation supercritical once-through steam generator.
Rubber materials, used in nuclear power plants, need high heat-oxidation resistance to curing or cracking under a heat aging environment. This is because they are applied to environments with high temperature, high humidity, and radiation exposure. Nuclear radiation causes additional hardening or degradation, therefore, rubber materials need radiation resistance that satisfies the general and any accidental conditions produced in the power plant. Therefore, in this study, we developed a rubber material with excellent heat and radiation resistance for the diaphragm seal of a nuclear steam generator nozzle dam. The rubber material greatly improved the reliability of the steam generator nozzle dam. In addition, 30 inch and 42 inch diaphragm seals were manufactured using the developed rubber material. A nozzle dam was installed in a nuclear power plant and tested under the same conditions as a steam generator to evaluate safety and reliability. In the future, the performance and safety of diaphragm seals developed through field tests of nuclear power plants will be evaluated and applied to currently operating and new nuclear power plants.
International Journal of Fluid Machinery and Systems
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제3권1호
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pp.58-66
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2010
A steam control valve is used to control the flow from the steam generator to the steam turbine in thermal and nuclear power plants. During startup and shutdown of the plant, the steam control valve is operated under a partial flow conditions. In such conditions, the valve opening is small and the pressure deference across the valve is large. As a result, the flow downstream of the valve is composed of separated unsteady transonic jets. Such flow patterns often cause undesirable large unsteady fluid force on the valve head and downstream pipe system. In the present study, various flow patterns are investigated in order to understand the characteristics of the unsteady flow around the valve. Experiments are carried out with simplified two-dimensional valve models. Two-dimensional unsteady flow simulations are conducted in order to understand the experimental results in detail. Scale effects on the flow characteristics are also examined. Results show three types of oscillating flow pattern and three types of static flow patterns.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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