Recently, concern for tidal power is being increased by newly recycled energy. It is important to decide on the maximum power estimate operation and it's stop by applying the difference of water level between tide level and artificial reservoir for the administration of tidal development. For maximum output of power through turbine generator, administrative variables and process on efficiency of hydraulic turbine and inflow discharge of reservoir is quite complicated because it is run through the connection of discharge-gate and turbine On the development of this model, the administrative process is decided, Operation block is presented for it's maximum power estimate.
Reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program(RVI CVAP) is one of the necessary tests to ensure the safety of nuclear power plants. RVI CVAP of U.S. nuclear regulatory commission regulatory guide 1.20(U.S. NRC R.G. 1.20) consists of the analysis, measurement and inspection. One of the core technologies of the measurement program for RVI CVAP is to select suitable sensors because the measurement is conducted during the critical path of the construction period of nuclear power plants. Therefore, we analyzed RVI thermal-hydraulic and structure design data of Palo Verde nuclear power plant(U.S.), Yonggwang nuclear power plant(Korea) and APR1400 and researched measuring sensors used in them; moreover, we investigated sensors used for measurement of RVI CVAP for the last 20 years throughout the world. Based on these results, we selected suitable measuring sensors for RVI CVAP in advanced power reactor 1400(APR1400).
The Arabian Gulf region has one of the highest ocean temperatures, reaching above 35 degrees and ambient temperatures over 50 degrees in the summer. Two nuclear power plants (NPP) are being introduced in the region for the first time, one at Bushehr (1,000 MWe PWR plant from Russia), and a much larger one at Barakah (4X1,400 MWe PWR from Korea). Both plants take seawater from the Gulf for condenser cooling, having to modify the secondary/tertiary side cooling systems design by increasing the heat transfer surface area from the country of origin. This paper analyses the secondary side of a typical PWR plant operating under the Rankine cycle with a simplified thermal-hydraulic model. Parametric study of ocean cooling temperatures is conducted to estimate thermal efficiency variations and its associated design changes for the secondary side. Operational safety is reviewed to deliver rated power output with acceptable safety margins in line with technical specifications, mainly in the auxiliary systems together with the cooling water temperature. Impact on the Gulf seawater as the ultimate heat sink is considered negligible, affecting only the adjacent water near the NPP site, when compared to the solar radiation on the sea surface.
Steam Generator has been manufactured by welding process after partial manufacturing of various steel forgings such as shell, head and tube sheet. Usually, these steel forgings are made by open die forging process. After steel melting and ingot making, open die forging has been carried out to get a good quality which means high soundness and homogeniety of the steel forgings by using high capacity hydraulic press. This paper introduced open die forging development status of the large steel forgings which is used for the steam generator of 1,400MW next generation nuclear power plant.
A present study addresses a loss-of-RHR event as an initiating event under specific low power or shutdown conditions. Two typical plant configurations, cold leg opening case with water-filled steam generators and pressurizer opening case with emptied steam generators, were evaluated using the RELAP5/ MOD3.2 code. The calculation was compared with the experiment conducted at ROSA-IV/LSTF in Japan. As a result, the code was capable of simulating the system transient behavior following the event. Especially, thermal hydraulic transport processes including non-condensable gas behavior were reasonably predicted with an appropriate time step and CPU time. However, there were some code deficiencies such as too large system mass errors and severe flow oscillations in core region.
In this paper, we have developed a tele-robotic system for nozzle dam installation/removal works and tube relating maintenance works inside unclear power plant steam generator. Developed tele-robotic system consists of many hardwares including robot and a control system. Based on the 3 dimensional graphic simulation, a 6 D.O.F. hydraulic actuated robot and a 2 D.O.F. robot install/removal device have been developed. And also we deviced special tools for nozzle dam carry and bolting. For the tele-robot and other devices to be controlled at the nonradioactive area outside reactor containment building, we developed a tele-robot control system consisting of supervisory controller and remote controller.
Manderla, Maximilian;Kiniger, Karl N.;Koutnik, Jiri
International Journal of Fluid Machinery and Systems
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제8권2호
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pp.63-72
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2015
Water hammer phenomena are important issues for the design and the operation of hydro power plants. Especially, if several reversible pump-turbines are coupled hydraulically there may be strong unit interactions. The precise prediction of all relevant transients is challenging. Regarding a recent pump-storage project, dynamic measurements motivate an improved turbine modeling approach making use of a Thoma number dependency. The proposed method is validated for several transient scenarios and turns out to improve correlation between measurement and simulation results significantly. Starting from simple scenarios, this allows better prediction of more complex transients. By applying a fully automated simulation procedure broad operating ranges of the highly nonlinear system can be covered providing a consistent insight into the plant dynamics. This finally allows the optimization of the closing strategy and hence the overall power plant performance.
In a power plant, it is generally accepted that a turbine governor system is necessary to control amount of steam supply toward the turbine system. There are many kinds of trouble at this governor system, which is recognized one of the most sensitive systems in the power plant. Especially we have experienced the internal leakage of motorization oil of servo valve. In the study, we investigated the mechanism of an internal leakage such as erosion by foreign materials and corrosion by chemical reaction between chloric healed oil and motorization oil. A precautionary measures is also performed to help the field service engineers.
Steam Generator is one of the most important structural part of nuclear power plant. It is manufactured by welding process of various steel forgings such as shell, head, torus and tube sheet. These steel forgings have been made by open die forging process. After steel melting and ingot making, open die forging has been carried out to get a good quality which means high soundness and homogeniety of the steel forgings by using high capacity hydraulic press. This paper introduced open die forging status and investigated forging method of the ultra large steel forgings which is used for the steam generator of 1000MW nuclear power plant. For the same thing. the type of steel forgings consisting steam generator is classified by shell, head, torus and tube sheet. And corresponding forging processes of the steel forgings have been investigated.
KEPRI has developed an Nuclear Steam Supply System(NSSS) thermal-hydraulics simulation program (called ARTS-KORI), based on the best-estimate system code, RETRAN, as a part of the development project for the KORI unit 1 Nuclear Power Plant Simulator. A number of code modifications, such as simplifications and removing of discontinuities of the physical correlations, were made in order to change the RETRAN code as an nuclear Steam Supply System thermal-hydraulics engine in the simulator. Some simplified models and a backup system were also developed. This paper briefly presents the results of non-integrated standalone test of ARTS-KORI.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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