원주의 항력 감소와 원주 주위 유동의 제어에 대하여 실험적으로 연구하였다. 원주 주위 유동을 제어하기 위하여 작은 제어봉을 원주 전방에 설치하였다. 실험시 원주 직경(D=30mm)에 기초한 레이놀즈수는 $Re=2 {/times} 10^4$이었다. 제어봉의 직경(d)은 4mm, 5mm, 6mm, 7mm로 변화시켰으며, 원주와 제어봉 사이의 거리(L)를 조절하면서 원주의 표면압력분포와 후류속도를 측정하였다. 제어봉으로부터의 와 유출이 사라지는 임계거리 (critical distance) $ L_C$는 $ L_C$ /D=1.5+0.83d이었는데, $ L_C$를 전후로 유동특성과 항력값이 크게 바뀌었다. 특히 원주와 제어봉 사이의 거리가 임계거리보다 짧은 경우에는 항력이 감소하다가 $ L_C$보다 크게 되면 증가하는 경향을 보였다. 제어봉의 직경이 d/D=0.233인 경우, L/D=2.013의 조건에서 원주는 약 29%의 항력 감소를 보였고, 전체 항력은 L/D=1.833조건에서 약 25% 항력이 감소하였다.
이 연구의 목적은 고리 3/4호기 및 영광 1/2호기의 음의 중성자속 변화율에 의한 원자로 트립(NFRT) 설정치를 제거하여 불의의 제어봉 낙하 사고시에 원자로 트립을 방지하는 것이다. 현재의 인허가된 안전해석 방법론에 의하면 제어봉 낙하사고시에 NFRT에 의하여 원자로가 트립되고 결국 발전소의 이용율이 감소하게 되는데 본 연구에서 적용된 새로운 방법론으로는 이 NFRT 보호신호 없이도 제어봉 낙하사고시에 발전소의 안전성을 입증할 수 있다. 안전분석은 주기별로 다른 핵설계 자료 즉, 냉각재 온도상수, 전출력에서의 제어봉가 및 제어봉 삽입한계 등을 이용하여 수행되었다. 웨스팅하우스형 연료인 OFA 및 V5H에 대하여 고리 4호기 6주기외 3개 주기에 대하여 분석되었다. 분석된 주기들에 대해서 NFRT 신호 없이도 핵비등 이탈률(DNBR) 설계기준을 모두 만족하였다. 그러므로 고리 3/4호기 및 영광 1/2호기의 NFRT 신호는 제거할수 있고 이로써 제어봉 낙하사고시의 발전소 불시정지를 방지할수 있다.
원자력발전소의 제어봉구동장치는 원자로의 압력경계 안에 설치되고 밀봉되므로 센서의 설치가 곤란하여 기존의 제어기는 개루프 형태의 제어기를 사용하고 있다. 본 논문에서는 기존 타이밍모듈의 문제점을 해결하기 위하여 제어봉구동장치 내부에 센서를 설치하지 않고도 제어봉구동장치의 작동 상황을 감시할 수 있는 방법을 개발하였다. 이 방법을 이용하여 제어봉 낙하방지, 정밀한 위치제어, 코일 수명연장의 특성이 있는 제어봉구동장치 타이밍 제어기를 폐루프 제어계통으로 설계하였다. 폐루프 제어개념에 의하여 개발된 알고리즘은 기존의 문제를 대부분 해결하였으며 계통의 성능 및 신뢰도가 향상되었다. 알고리즘 개발 및 시험 시, 여기서 설계한 실시간 제어봉구동장치 시뮬레이터를 사용하였고 현장에서 취득한 실제의 데이터와 함께 이 시뮬레이터를 이용하여 개발한 모든 알고리즘의 검증시험을 하였다. 검증결과 이 타이밍 제어기는 본래의 기능을 잘 수행하는 것으로 나타났다.
국내 가동중원전의 노물리 시험중 제어봉제어능 측정시 적용되는 측정방법들에 대해 실제 측정결과를 이용해서 통계적 분석 및 추론을 수행하였다. 1988년부터 현재까지 약 8년간 모든 발전소에서 행한 측정결과에 대해 통계적 분석 및 주요 시험변수들과의 상관관계를 분석한 결과, 다음과 같은 결론이 도출되었다. 제어봉 제어능 측정결과는 전반적으로 측정치가 예측치에 비해 작은 경향을 보이고 있다. 붕산희석법은 측정오차가 가장 작았고 임의성을 가지며, 노심의 붕산농도와 상관관계가 있다. Framatome방식의 제어봉교환법은 비교적 측정오차가 크나, 시험변수들과의 상관 관계는 가장 미약하다. CE 방식의 제어봉교환법은 Swap 방법 중에는 측정오차가 가장 작고 임의성이 있으나, 붕산농도 및 기준제어군 제어능 측정오차의 크기와 강한 상관관계를 갖는다. Westinghouse 방식의 제어봉교환법은 가장 측정오차가 크며 대부분의 측정결과에서 측정치가 작게 편향되어 있다. 그리고 시험제어군의 제어능이 작을수록 측정오차가 커지는 강한 상관관계가 있으며, 기준제어군 제어능 측정오차의 크기와도 상관관계가 있다.
제어봉구동장치는 원자력발전소에서 사용되는 기기로서, 가늘고 긴 수직 외팔보의 형상을 하고 있어 지진과 같은 동적하중에 취약한 구조를 갖고 있다. 따라서 발전소가 건설되는 지반의 다양한 지진하중에 대한 동적해석이 중요한 설계요건으로 되어 있다. 본 논문에서는 제어봉구동장치의 고유진동수를 제어하기 위한 기초연구로써 제어봉구동장치의 설계변경이 동적특성에 미치는 영향, 즉 고유진동수에 대한 설계 민감도 해석을 수행하였다. 해석 방법으로는 유한요소 프로그램의 구조 해석 결과에 변분법을 이용한 설계 민감도법을 사용하였다. 해석 결과는 유한차분에의한 결과와 일치함을 보였고, 제어봉구동장치의 초기설계 단계에서 유용한 정보로 활용할 수 있음을 확인하였다. 또한 이러한 결과는 최적설계 프로그램등과 연계되어 구조물의 설계 개선에 많은 도움을 줄 것으로 판단된다.
원형실린더에 크기가 다른 제어봉을 부착하여 2차원 단면 유통특성에 대해서 시간평균유동장을 계측하여 근접후류 제어에 관하여 PIV기법을 적용하여 연구를 수행하였다. 모델시험은 각각 크기가 다른 제어봉을 적용하였으며($d/D=0.1{\sim}d/D=0.5$) 레이놀즈수는 원형실린더의 직경을 기준으로 Re=15,000으로 적용하였다. 유동장의 속도분포론 획득하기 위해 2프레임 상호상관법을 이용하였다. 실험에 적용된 원형실린더(D=50mm)에 제어봉을 부착한 결과를 상호 비교함으로서 시간평균속도분포와 제어봉에 의한 유동제어 효과를 알 수 있었다.
CE형 발전소 설계시 사용된 일부 전산코드들이 한시적으로 사용이 허가되어 국내 고유 전산코드로의 대체가 불가피하게 되었으며 그 예로 제어봉 이탈사고 해석에 사용된 STRIKIN II 코드를 들 수 있다. 한편 원자력 연구소에서 개발한 범용 전산코드 TASS의 노심 출력 계산은 1차원 확산 모델을 사용하여 축방향 노심 출력 계산이 가능하다. 본 논문에서는 이러한 전산코드 사용의 문제를 해결하고 또한 1차원 확산 모델의 제어봉 이탈 사고에 대한 적용 계산을 위해 TASS를 사용하여 제어봉 이탈사고 해석을 수행하고 그 대체 및 적용 가능성과 그 효과를 평가하였다. 계산 결과 1 차원 확산 모델을 사용한 TASS 결과가 Point Kinetics모델을 사용한 STRIKIN II 결과에 비해 보다 많은 운전 여유도를 확보하는 것으로 나타나 대체 및 적용 가능성을 확인하였다.
제어봉이 부착된 원관 후류의 유동특성을 관찰하기 위해 입자영상유속계(PIV)를 사용한 계측을 수행하였다. 실험은 소형회류수조에서 유업 유속을 0.lm/s, 0.2m/s, 0.4 m/s 로 하고, 원관(D=50mm) 에 제어봉이 없는 경우와 제어봉이 5mm, 10mm, 20mm 가 부착된 총 l27가지로 정하였고, 속도신호에 따른 주파수특성을 고찰하였다. 실험에서 제어봉의 영향으로 인하여 와류흘림 주파수가 작게 나타났으며, 유동제어의 지배변수로는 d/D와 레이놀즈수이며, 원관 후류의 주파수특성에 큰 영향을 미쳤다. 와류흘림 주파수는 제어봉이 0.20인 경우 가장 작게 나타났다.
본 논문에서는 원자력 발전소 제어봉구동장치의 전력변환부에서 발생하는 고장들을 검출하기 위한 새로운 방법을 소개한다. 전력변환부 고장은 제어봉구동장치 동작에 악영향을 미치게 되고 이는 제어봉 오동작으로 이어져 원자로 출력 제어에 차질을 준다. 이러한 이유로 해당 고장의 신속 정확한 검출이 요구된다. 이를 위하여 디지털 시스템 설계용으로 새로운 고장 검출 방법을 도출하고, 기존 웨스팅하우스 모델의 아날로그 맥동 검출기의 약점을 개선하고자 한다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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