Three-phase inductive superconducting fault current limiter (SFCL) with DC reactor rated on 6.6 $KV_{rms}/200 A_{rms}$ has been developed in Korea. This system consists of one DC reactor, AC/DC power converter, and a three-phase transformer, which is called magnetic core reactor (MCR). This paper deals with the short-circuit analysis of the SFCL. The DC reactor was the HTS solenoid coil whose inductance was 84mH. The power converter was performed as the dual-mode operation for dividing voltage between the rectifying devices. The short-term normal operation (1 see) and short-circuit tests (2∼3 cycles) of this SFCL were performed successfully. In regular short-circuit test, the fault current was limited as 30% of rated short-circuit current at 2 cycles after the fault. The experimental results have a very similar tendency to the simulation results. Using the technique for the fault detection and SCR firing control, the fault current limiting rate of the SFCL was improved. From this research, the parameters for design and manufacture of large-scale SFCL were obtained.
This paper compared the test data with the loss when a conductor is exposed to the magnetic fieldof reactors after generating external magnetic field in specimen by means of an air core reactor model and the calculation of loss came from a tying the combination of FEM and integral method. It was applied to the loss measurement of transformers due to leakage flux.
An annular linear induction electromagnetic pump (ALIP) which has a developed pressure of 0.76 bar and a flow rate of 100 L/min is designed to analysis end effect which is main problem to use ALIP in thermohydraulic system of the prototype generation-IV sodium-cooled fast reactor (PGSFR). Because there is no moving part which is directly in contact with the liquid, such as the impeller of a mechanical pump, an ALIP is one of the best options for transporting sodium, considering the high temperature and reactivity of liquid sodium. For the analysis of an ALIP, some of the most important characteristics are the electromagnetic properties such as the magnetic field, current density, and the Lorentz force. These electromagnetic properties not only affect the performance of an ALIP, but they additionally influence the end effect. The end effect is caused by distortion to the electromagnetic field at both ends of an ALIP, influencing both the flow stability and developed pressure. The electromagnetic field distribution in an ALIP is analyzed in this study by solving Maxwell's equations and using numerical analysis.
The reliability and accuracy of the information on control rod position are very important to the reactor safety and the design of the core protection system. A survey on the RSPT(Reed Switch Position Transmitter) type control rod position indicator system and its actual implementation in the existing nuclear power plants in Korea was performed first. The control rod position indicator having the high performance for SMART was developed on the basis of RSPT technology identified through the survey. The arrangement of permanent magnet and reed switches is the most important procedure in the design of control rod position indicator. The hysteresis of reed switches is one of the important factors in a repeat accuracy of control rod position indicator as well. This paper investigates efficiency of the magnetic flux concentrator and the hysteresis using FEM and verified differences in physicals characteristics by comparing the results of FEM and those of the experiment. As a result, it is shown that the characteristics of prototype control rod position indicator have a good agreement with the results of FEM.
A hybrid electric vehicle (HEV) powertrain has more than one energy source including a high-voltage electric battery. However, for a high voltage electric battery, the average current is relatively low for a given power level. Introduced to increase the voltage of a HEV battery, a compact, high-efficiency boost converter, sometimes called a step-up converter, is a dc-dc converter with an output voltage greater than its input voltage. The inductor occupies more than 30% of the total converter volume making it difficult to get high power density. The inductor should have the characteristics of good thermal stability, low weight, low losses and low EMI. In this paper, Mega Flux® was selected as the core material among potential core candidates. Different structured inductors with Mega Flux® were fabricated to compare the performance between the conventional air cooled and proposed potting structure. The proposed inductor has reduced the weight by 75% from 8.8kg to 2.18kg and the power density was increased from 15.6W/cc to 56.4W/cc compared with conventional inductor. To optimize the performance of proposed inductor, the potting materials with various thermal conductivities were investigated. Silicone with alumina was chosen as potting materials due to the high thermo-stable properties. The proposed inductors used potting material with thermal conductivities of 0.7W/m·K, 1.0W/m·K and 1.6W/m·K to analyze the thermal performance. Simulations of the proposed inductor were fulfilled in terms of magnetic flux saturation, leakage flux and temperature rise. The temperature rise and power efficiency were measured with the 40kW boost converter. Experimental results show that the proposed inductor reached the temperature saturation of 107℃ in 20 minutes. On the other hand, the temperature of conventional inductor rose by 138℃ without saturation. And the effect of thermal conductivity was verified as the highest thermal conductivity of potting materials leads to the lowest temperature saturations.
가압경수형 원자력발전소 일차계통에서 발생되는 방사성 부식생성물(크러드)은 원자력발전소 작업종사자 피폭의 주요원인이다. 또한, 최근 원자력발전소의 장주기운전 추세에 따라 장기간 노심에 침적된 방사성 부식생성물은 hideout 현상으로 노심의 출력에 영향을 주는 축방향이상출력(AOA) 현상의 원인이 되고 있다. 크러드의 주요 성분은 마그네타이트, 니켈페라이트, 코발트페라이트가 주를 이루며, 이러한 산화물 형태는 강자성의 자기적 성질을 가지고 있다. 따라서, 전자석과 영구자석의 적절한 배치를 통하여 자기장을 발생시켜 크러드를 제거하는 필터 개발을 위해 개념 설계를 하였다. 기존의 필터와 달리 유체의 흐름을 방해하지 않아 압력저하 현상이 발생하지 않고, 연속적으로 사용할 수 있는 장점이 있다. 크러드 제거 기술의 하나로써 활용될 수 있을 것으로 기대된다.
The High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) possesses inherent safety features and is recognized as a representative advanced nuclear system for the future. Based on the success of the HTR-10, the long-time operation test and safety demonstration tests were carried out. The long-time operation test verifies that the operation procedure and control method are appropriate for the HTR-10 and the safety demonstration test shows that the HTR-10 possesses inherent safety features with a great margin. Meanwhile, two new projects have been recently launched to further develop HTGR technology. One is a prototype modular plant, denoted as HTR-PM, to demonstrate the commercial capability of the HTGR power plant. The HTR-PM is designed as $2{\times}250$ MWt, pebble bed core with a steam turbine generator that serves as an energy conversion system. The other is a gas turbine generator system coupled with the HTR-10, denoted as HTR-10GT, built to demonstrate the feasibility of the HTGR gas turbine technology. The gas turbine generator system is designed in a single shaft configuration supported by active magnetic bearings (AMB). The HTR-10GT project is now in the stage of engineering design and component fabrication. R&D on the helium turbocompressor, a key component, and the key technology of AMB are in progress.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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