• Journal of KSNVE
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• v.8 no.4
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• pp.723-732
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• 1998

원자력 발전소에서 운전되고 있는 원자로 냉각재 펌프는 대형 수직 펌프로서 증기 발생기로부터 원자로에 냉각재를 순환시키는 중요한 역할을 담당하고 있다. 원자로 냉각재 펌프는 운전 조건 및 각종 결함에 따라 진동, 열적 변형, 마모 등의 비정상 상태에서 운전될 수 있으며, 이로 인한 발전소 신뢰성 저하의 원인이 된다. 따라서 이 펌프의 감시 및 진단에 대한 연구가 계속되어 왔으며 각종 시스템이 설치 운용되고 있다. 그러나 미국내의 거의 모든 냉각재 펌프 감시 시스템은 펌프의 고진동 여부만을 나타내며 진동의 원인을 진단하기 어렵다. 본 연구에서는 최근까지 주로 발생되었던 미국내 원자로 냉각재 펌프의 문제점을 분석하고 이들의 원인별 진동 특성을 지식베이스화 하였으며, 진단시스템 개발을 위한 알고리즘을 제안하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.885-890
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• 1998

SMART 냉각재순환펌프는 수직형 축류펌프로 분류되며 작동되는 환경의 특성상 캔드모터 펌프로 설계하였다. 냉각재순환점프의 전체 구조에 대한 개념설계를 수행하였으며 펌프의 주요부품인 회전측 집합체, 베어링 집합체, 전동기를 설계하였다. 베어링의 구조와 형상설계를 수행하였고 전동기는 농형유도 전동기로 설계하였으며 회전자의 슬롯에 대한 상세설계와 고정자의 슬롯에 대한 상세설계를 수행하였다. 앞으로 회전축의 동특성 해석, 임펠러의 캐비테이션 시험, 베어링의 내구성 시험, 펌프몸체의 응력해석을 수행할 예정이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.233-238
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• 1997

위그너분포(Wigner Distribution)를 이용하여 진동신호를 분석하고, 신경회로망을 이용하여 온라인으로 진동발생에 따른 냉각재펌프의 이상상태를 진단하고자 하였다. 진동신호 분석을 위하여 현재 정상 가동중인 원전 냉각재펌프의 진동신호와 Rotor Kit으로부터 이상상태에 대한 모의신호를 추출하였다. 본 연구에서 진동신호 분석을 위하여 시간 및 주파수성분을 동시에 표현가능한 위그너분포 이론을 적용하므로써 기존의 시간 및 주파수성분을 별도로 표현하던 방법보다 신호분석이 용이함을 확인하였으며, 이 신호분석 결과를 바탕으로 역전파 신경회로망의 패턴인식 및 분류 특징을 이용한 진단결과는 실험데이타 량에 비추어 만족할 만한 인식률을 보였다.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 2011.11a
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• pp.671-674
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• 2011

An experimental test facility for the complete characteristics of pumps is constructed at KIMM(Korea Institute of Machinery and Materials). This paper describes the test facility and test technique of the complete characteristics of pumps, together with a experimental test result for a reactor coolant pump.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.2
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• pp.179-189
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• 1994

A performance of reactor coolant pump in two-phase flow is examined using the pump geometric conditions and the performance of the pump in single-phase flow. Wall friction loss of the reactor coolant pump in single-phase flow is prdicted using the Truckenbrodt boundary layer theory, and the head loss in two-phase flow is predicted with calculated well friction loss and separation loss coefficients. The analysis results are compared with the Combustion Engineering pump test data. The effect of two-phase multiplier on the peak clad temperature in Loss-of-Coolant Accident is also examined using the RELAP5 and the results indicate the importance of its accuracy.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2000.07a
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• pp.175-181
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• 2000

월성원자력4호기가 '99.06.09일 11:53분 경 전출력 소외전원상실시험시 주발전기 병입차단기 및 기동용변압기 차단기의 트립과 동시에 예상 밖의 13.8Kv 원자로 냉각재펌프모터#3(9.000HP)이 순시과전류 보호계전기(50Y) 동작으로 트립되어 이로 인한 냉각재 저유량으로 원자로 제1정지계통이 동작되고 원자로가 비상정지 되어 동 시험이 실패되었음. 이 비정상적인 고장은 예비디젤발전기의 수동 기동 병입과 터빈 수동 정지 및 주발전기 트립후 적절한 조치로 소내전원은 정상적으로 복구되었음. 이에 대해 냉각재펌프모터#3의 순시과전류 동작 원인을 유도전동기의 전원상실 후 발생되는 잔류전압(Residual Voltage)과 공급 모선전압(Bus Voltage) 측면에서 분석하며, 모터의 회전속도, 위상각, 잔류전압크기 변화 및 신속개방 절체시 냉각재펌프모터의 돌입 기동전류를 계산하고, PSS/E 프로그램을 사용한 간략한 모의 사례로 검증하였으며 이에 대한 재발방지를 위한 대책을 제시함.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.205-209
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• 1996

원자로 입구노즐에서 원자로 냉각재 펌프에 의한 맥동압력 준위를 원자로 하향통로와 저온 관을 상관시켜 예측하는 방법에 관하여 분석하였다. 원자로 하향통로에서의 맥동압력은 원자로 내부구조물의 건전성 평가에 쓰이는 중요한 인자로 이 값을 정확히 구하기 위해서는 경계조건인 입구노즐에서의 맥동압력을 정확히 예측해야 한다. 이를 위해 원자로 하향통로와 저온관을 상관시켜 원자로 입구노즐에서의 펌프에 의한 맥동압력 준위를 계산하였으며 Palo Verde Unit 1의 실험치와 비교 분석하였다. 분석 결과, 제시된 맥동압력 준위 예측모델은 500℉의 경우 비교적 잘 일치하였으나, 565℉의 경우 상당한 차이가 있었으므로 추가적인 검토 및 수정 작업이 요구된다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.8
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• pp.1059-1065
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• 2010

An analysis was conducted to predict the hydraulic performance of a reactor coolant pump (RCP) of SMART at the off-design as well as design points. In order to reduce the analysis time efficiently, a single passage containing an impeller and a diffuser was considered as the computational domain. A stage scheme was used to perform a circumferential averaging of the flux on the impeller-diffuser interface. The pressure difference between the inlet and outlet of the pump was determined and was used to compute the head, efficiency, and break horse power (BHP) of a scaled-down model under conditions of steady-state incompressible flow. The predicted curves of the hydraulic performance of an RCP were similar to the typical characteristic curves of a conventional mixed-flow pump. The complex internal fluid flow of a pump, including the internal recirculation loss due to reverse flow, was observed at a low flow rate.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.604-609
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• 1996

원자력 발전소 부분 충수운전 중에 발생할 수 있는 정지냉각기능 상실사고인 과배수 사건에 대한 확률론적 안전성 평가를 수행하였다. 본 분석의 주된 목적은 과배수로 인한 정지냉각기능 상실사건에 대하여 노심손상 빈도를 계산하고 안전성 향상방안을 도출하는데 있다. 과배수 사건은 초기 부분 충수운전중 발생하는 것으로 가정하였으며 이 때의 발전소 배열(Plant Configuration)은 영광 3,4호기의 운전절차서 및 발전소 운전경험을 근거로 결정하여. 현재 운전상태에 대한 확률론적 안전성평가를 수행하였다. 분석결과 인간오류가 노심손상빈도에 가장크게 기여하는 인자로 나타났으며 인간오류를 줄 일수 있는 대체냉각 절차를 선정하여 재분석을 수행하였다. 고려된 대체냉각 수단은 피동적인 잔열제거 방법인 열규응축냉각(Reflux Cooling)과 정지냉각펌프의 대체계통으로 격납용기 살수펌프를 사용하는 경우의 두가지이다. 본 분석에서는 두가지 대체냉각수단을 모두 채택하는 것으로 가정하여 대체냉각 사용에 따른 효과를 비교하였는데 노심손상 빈도가 1/1000로 감소 하였다. 따라서 절차서 개정에 의한 대체 냉각수단확보는 부분 충수운전중 발전소 안전성 향상에 매우 효과가 큰 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.96.2-96.2
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• 2003