• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2001.11c
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• pp.11-14
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• 2001

원자력 발전소의 증기 발생기는 증기량과 급수량에 대한 비 최소위상 특성과 비선형성, 그리고 입력 제한 특성을 가지고 있다. 이러한 특성들은 증기 발생기의 효과적인 수위 제어에 어려움을 주고 있다. 본 논문에서는 게인 스케줄링 기법과 변형된 슬라이딩 모드 제어 기법을 이용한 원전 증기 발생기 제어기를 제안한다. 또한 앞먹임 구조를 가진 PI 제어기를 설계하여 저출력 영역에서 제안된 슬라이딩 모드 제어기와 성능을 비교한다. 모의 실험 결과 제안된 슬라이딩 모드 제어기가 최대 수위, 최소 수위, 그리고 안정화 시간 면에서 개선된 성능을 보였다.

• Journal of the Korean Institute of Intelligent Systems
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• v.3 no.4
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• pp.24-31
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• 1993

원전 증기발생기의 수위제어기를 퍼지제어기로 구성하는 경우 증기발생기의 단독운전이 아닌 전체발전소의 가동중에 소속함수 조정이 이루어져야 하는 제약환경을 고려할 때 많은 반복실행횟수를 필요로 하는 임의적인 시행착오방법이나 일반화되어 있지 않은 복잡한 방법보다는 보다 간단명료하고 예측가능한 조정경로를 통해 소속함수를 조정할 필요가 있다. 여기에서는 그 방안으로서 프로세스 제어응답의 최대초과량 상승시간의 합으로 평가함수를 도입하고 descent method를 이용하여 제어응답의 결과로 얻는 평가함수의 최소점을 따라 소속함수를 조정해가는 방법을 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.3
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• pp.420-424
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• 1994

This paper presents an improved water level control scheme for Pressurized Water Reactor(PWR) Steam Generator(S/G) at the low power operation and transient states. To reduce fluctuations of the water level by the swell and shrink phenomena, the scheme adds feedforward terms considering S/G pressure and the feedwater temperature into the conventional proportional-integral feedback controller. The simulation results using the Compact Nuclear Simulator show that smaller level errors and much faster settling time than those of the conventional scheme can be obtained. The proposed algorithm is easily implementable and has a potential for the real applications.

• 한국정보통신설비학회:학술대회논문집
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• 2008.08a
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• pp.509-512
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• 2008

본 논문에서는 원전 증기발생기세관 진단을 위한 와전류탐상의 전자기 수치해석을 수행하였다. 전자기적 특성을 해석하기 위하여 맥스웰 방정식을 이용하여 지배방정식을 유도하였고, 3차원 전자기 유한요소 프로그램인 OPERA 3D를 이용하여 전자기 수치 해석을 수행하였다. 신호해석을 위해 사용된 프로브의 종류는 배열와전류프로브이며, FBH 결함의 신호를 해석하였다. 결함의 깊이는 세관 두께의 40[%], 60[%] 및 100[%]로 하였다. 시험주파수는 100[kHz], 300[kHz], 400[kHz]를 사용하였고, 각각의 결함 및 시험주파수에 대한 결과를 비교 분석하였다. 본 논문의 결과는 앞으로 배열와전류프로브를 이용하여 원전 증기발생기세관 진단을 할 경우 신호 해석에 도움이 될 것으로 사료된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.259-264
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• 1997

본 논문에서는 Westinghouse(WH)사에서 공급한 고리 3, 4호기의 증기발생기 모델에 강인제어 기법의 하나인 QFT(Quantitative Feedback Theory)를 적용하여 플랜트에 존재하는 불확실성이나 외란에 대해 강인성을 보장하는 제어기를 설계하였다. 증기발생기의 주파수응답 한계조건은 MATLAB QFT Toolbox를 이용하였으며, loop shaping에 의한 전달함수 식별을 위해서 근사화 기법을 적용하였다. 그리고 5∼20[%]의 저출력구간에서 모의실험을 하여 본 논문의 유용성을 보였다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.33 no.5
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• pp.465-471
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• 2013

A steam generator in nuclear power plant is a heatexchager which is used to convert water into steam from heat produced in a nuclear reactor core, and the steam produced in steam generator is delivered to the turbine to generate electricity. Because of damage to steam generator tubing may impair its ability to adequately perform required safety functions in terms of both structural integrity and leakage integrity, eddy current testing is periodically performed to evaluate the integrity of tubes in steam generator. This assessment is normally performed during a reactor refueling outage. Currently, the eddy current testing for steam generator of nuclear power plant in Korea is performed in accordance with KEPIC & ASME Code requirements, the eddy current testing system is consists of remote data acquisition unit and data analysis program to evaluate the acquired data. The KEPIC & ASME Code require that the electrical properties of remote data acquisition unit, such as total harmonic distortion, input & output impedance, amplifier linearity & stability, phase linearity, bandwidth & demodulation filter response, analog-to-digital conversion, and channel crosstalk shall be measured in accordance with the KEPIC & ASME Code requirements. In this paper, the measurement requirements of electrical properties for eddy current testing instrument described in KEPIC & ASME Code are presented, and the measurement results of newly developed eddy current testing instrument by KHNP(Korea Hydro & Nuclear Power Co., LTD) are presented.

• Nuclear industry
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• v.20 no.7 s.209
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• pp.8-10
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• 2000

• Nuclear industry
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• v.33 no.5
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• pp.51-53
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• 2013

• Nuclear industry
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• v.9 no.11 s.81
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• pp.56-59
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• 1989

• Journal of Energy Engineering
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• v.21 no.4
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• pp.362-372
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• 2012

The steam generator tubes of nuclear power plants are pressure boundaries, and if tubes are leaked, the coolant with the radioactive materials was flowed out from the primary system to the secondary system and polluted the plant and the air. Recently most crack defects of tubes are stress corrosion cracks and these defects are located in expansion transition area, sludge pile-up region, and U-bend area. The most effective one of crack initiation factors in expansion transition area and U-bend area is the residual stress. According to the experiences of Korea standard nuclear plants(Optimized Power Reactor-1000), they had the stress corrosion cracks at the tube expansion transition area in early operating stage and especially lots of circumferential cracks were occurred. Therefore in this study, the distributions and conditions of residual stresses by tube expansion methods were compared and the dominant reason of a specific direction was examined.