열펌프의 고장감지 및 진단을 위하여 측정값에 대한 분석은 필수적이다. 열펌프의 고장감지는 열전대 등의 온도센서로 수행되는데, 재연성과 센서자체의 오차에 의해 시스템의 정상상태 측정값들은 통상 백색 노이즈의 형태로 존재한다. 고장감지 및 진단시스템을 구축하기 위하여 이상적인 정상상태를 정의하는 기준모델을 추출하게 되는데, 실제 측정값과 모델에 의한 기대값은 수학적 편차, 즉 잔차가 필연적으로 존재하게 된다. 이러한 잔차는 운전조건에 따라 변화하며, 다양한 불확실도를 포함한 확률분포를 갖게 된다. 본 연구에서는 온도센서를 활용하여 정상상태 진단을 수행하고 이를 기반으로 기준모델을 도출하였다. 이후 실측값과 기준모델과의 잔차를 통계적으로 분석하여 고장여부를 판단하는 경계값을 산출하였다. 본 분석에 의하여 열펌프의 고장감지 및 진단시스템의 개발을 위한 불확실도와 경계값을 통계적으로 계산함으로써 진단결과의 확률적 신뢰성을 보장할 수 있는 방법론을 제공하였다.
위성의 상태를 파악하기 위해 기존에는 OOL(Out-Of-Limit) 방식을 많이 사용하여 왔다. OOL은 특정 텔레메트리의 상위, 하위 문턱 값을 지정하여 해당 값을 벗어날 경우 문제가 발생한 것으로 인식 하는 방식이다. 이 방법은 파라미터의 특성을 파악하여 각각의 문턱 값을 정확히 설정해야 하는 전문 지식과 노력이 필요하고 텔레메트리 값이 문턱값 내에서 비정상적으로 변할 경우는 검출할 수 없다는 문제점이 있다. 이러한 문제를 극복하기 위해 본 논문에서는 위성이 정상 상태일 때 텔레메트리의 통계적 특징 중 러프집합을 이용하여 중요한 것을 선택, 적용하여 퍼지 모델을 구축하고 이상 상태를 구분하는 시스템을 제안한다. 정상 상태의 데이터만 이용하여 모델을 구축하기 때문에 출력값을 비교 하여 사전에 정의되지 않은 비정상 상태의 구분이 가능 하며 다양한 통계 값을 이용하기 때문에 전문 지식 필요 없이 문턱값 내에서 비정상적으로 변하는 텔레메트리를 검출할 수 있다. 제안한 시스템의 동작 확인을 위해 실제 저궤도 관측위성의 배터리 온도 텔레메트리를 적용하여 시험을 수행 하였고 비정규적 운영 상태에 대한 검출이 성공적으로 이루어 졌다.
목적 : 미국 NRC 의 위험도 평가 방법론(NUREG/CR-6642)에 국내에서 시행되는 고선량율 근접치료의 표준입력 자료를 대입하여 고선량율 근접치료시 위험도를 정량적으로 산출하고 그 값을 비교하고자 한다. 대상 및 방법 : 고선량율 근접치료 시스템에 대한 위험도 평가를 위해 국내에서 고선량율 근접치료를 시행하고 있는 17개 의료기관으로부터 방사성동위원소의 설치와 폐기시의 방사능, 선원의 유형, 연간 총 치료회수 등 기초 자료를 수집하였다. 이로부터 방사성동위원소의 평균세기 연간 치료회수 등을 미국 NRC의 위험도 평가 방법론의 데이터베이스에 입력하여 고선량율 근접치료의 직무별, 피폭인의 종류, 정상상태와 사고 등의 형태에 따라 그 위험도를 구하였다. 결과 : 국내 고선량율 근접치료의 위험도는 미국 NRC의 위험도 평가 방법론에 따른 데이터베이스의 입력 결과 일반인의 정상상태와 사고 그리고 방사선종사자의 정상상태와 사고 시에 따라 그 위험도가 1.52-01, 2.96-03, 8.64-01, 3.32-02 rem/yr로 산출되었고 그 값을 미국 NRC의 값과 비교하였다. 결론 : 고선량율 근접치료 시 미국 NRC의 위험도 결과보다는 국내의 경우 수배 정도 높게 계산되었고 일반인과 방사선종사자, 정상상태와 사고, 직무별 패턴 등은 동일한 것으로 간주된다.
본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP(Dynamic Simulator for Nuclear Power-plants)언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차 냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해 본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 최종정상상태를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. 최종 정상상태 회귀 이전의 동적 거동을 원자로 설계자료인 예비 안전성 평가 보고서(PSAR)와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전 자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다.
본 논문에서는 정상상태에서의 속도관측기를 이용한 유도전동기의 센서리스 벡터제어에 대해 연구하였다. 유도전동기 속도 센서리스 벡터제어를 위한 속도 관측기는 제어기의 전압 값과 실측 전류 값으로 구성되었다. 제안한 속도 관측기를 이용하여 정상상태에서 속도지령치의 변화에 대해 속도제어가 잘 이루어짐을 알 수 있었다. 제안한 방법을 시뮬레이션과 실험의 결과로 입증하였다.
본 논문에서는 영상정보에 기반한 호흡상태 분류 방법을 제안한다. 호흡신호는 초광대역 레이더 센서를 이용하여 획득하고 호흡신호의 값으로 이루어진 1차원 그래프 대신 그래프의 영상 정보가 담긴 2차원 정보 기반으로 호흡상태를 분류한다. 호흡상태의 분류는 심층신경망 모델을 사용하고, 심층신경망 모델은 호흡신호 그래프가 포함된 2차원 영상의 특징들을 학습하여 영상기반의 호흡상태 분류의 결과를 제공한다. 기존의 레이더 센서 기반 호흡신호의 상태 분류는 1차원 벡터의 구성요소 값 및 그 값들의 변화량을 이용하여 회귀, 심층학습 방법을 적용하였다. 그러나 1차원 그래프 기반의 호흡상태 분류는 다양한 형태의 정상호흡 상태에 대한 분류 성능에서 한계를 보였다. 본 논문에서는 호흡 신호로부터 얻은 그래프의 이미지 자체를 2차원 입력 신호로 사용하여 심층 신경망 모델을 적용하여 분류를 수행하였다. 본 논문에서 제안하는 영상정보 기반의 호흡상태 분류는 기존의 1차원 벡터 기반 호흡상태 분류 대비 호흡상태 분류의 정확도를 약 10% 향상 시켰다. 또한 기존의 두 가지 호흡상태 (정상 및 비정상) 분류에서 확장하여 세 가지 호흡상태 (정상1, 정상2, 비정상) 분류를 수행하였다.
본 논문에서는 LLC 공진형 컨버터의 최적 설계를 위해, ZVS 영역에서 동작하는 LLC 공진형 컨버터의 최악의 상태에 대한 정상 상태 해석을 하였다. LLC 공진형 컨버터의 최악의 상태는 최소 입력 전압, 최대 부하 전류일 때 얻을 수 있는 최대 전압 이득을 의미한다. 설계 변수는 스위칭 주파수 범위와 공진 인덕터 비율로서, 각 설계 변수의 변화에 따른 공진 탱크 설계 값, 최악의 상태 출력 전압 그리고 최대 공진 캐패시터 전압을 보여주는 '최악의 조건 설계 표'를 나타내었으며, 설계된 특정 공진 탱크 값에 대한 시뮬레이션 결과와 실험 결과를 보였다.
본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP 언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 '최종정상상태'를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. CANDU-6 단계감발 운전시 동적 거동을 원자로 설계자료인 '예비 안전성 평가 보고서(PSAR)'와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다
궤환효과의 지배를 받는 점동특성시스템은 특정 운전조건에서 여러 개의 정상상태해를 가질 수 있다. 점동특성시스템의 다중해 및 비선형시스템의 일반적인 특성과 관련된 이론적 연구를 통하여, 점동특성시스템이 주어진 외부 입력 반응도에 대해 다중의 정상상태해를 갖기 위한 필요충분조건을 얻었다. 즉 정상상태에서의 궤환반응도가 제환변수의 어떤 값에 대해서 'Strictly Monotoruc'이 아니면, 점동특성시스템은 그 값에 대응되는 운전영역에서 다중의 정상상태해를 갖는다. 반면 정상상태에서의 궤환반응도가 궤환변수의 모든 값에 대해서 'Strictly Monotonic' 이면, 점동특성시스템은 항상 하나의 정상상태해를 갖는다.
원자력 발전소의 안전성 보장 및 신뢰성 향상을 위하여 시운전 단계에서 원자력 발전소내 안전등급에 해당하는 배관계통의 상태 확인을 위하여 각종시험을 하도록 되어있다. 특히 새로운 설계기념, 크기 또는 용량을 갖는 원자로 모델에 대해서는 필수적으로 건전성 평가를 하게 되었다. 이를 위해 발전소 건설기간에 시행하는 고온 기능시험 중에 원자로 주변 주요 시스템인 원자로 냉각재 루프 계통에 대한 건전성 확인을 위해 압전형 고온 가속도 센서를 이용하여 정상운전상태의 진동을 측정하여 시스템 진동거동을 규명하였다. 배관시스템의 일상운전상태는 유체의 흐름과 기기운전이 일정한 정상상태와 펌프의 기동 또는 정지 및 밸브의 급격한 개폐등으로 발생하는 과도상태로 나눌 수 있다. 따라서 두 가지 상태의 진동을 측정해야 한다. 배관계통은 정상운전 상태로 설계수명을 유지할 수 있어야 하므로 정상진도잉 최소화 되어야 한다. 진동 평가기준은 배관재질의 응력(S/N 커브) 곡선을 참조하여 설계수명내에 손상이 일어나지 않도록 재료의 허용응력을 산정하고 이를 진동변위로 환산하여 정한 것이며 이 값에 측정 데이타를 비교하여 1차계통 배관의 건전성을 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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