• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.386-392
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• 1996

기존의 아날로그로 구성된 제어봉구동장치 제어계통을 디지탈로 설계개선하기 위한 선행 작업의 일환으로 제어봉구동장치의 출력 신호를 모사하기 위한 제어봉구동장치 시뮬레이터가 개발 되었다. 개발된 시뮬레이터는 제어봉구동장치의 인출 및 삽입시에 마그네틱 코일로부터 검출되는 전류파형을 모사 할뿐만 아니라 제어봉구동장치가 비정상적으로 움직이는 기계적인 이상 상태를 모사 할 수 있도록 모델링 하였다. 시뮬레이터의 성능 검증을 위하여 영광 3,4호기 현장에서 수집한 제어봉구동장치 출력 신호 와 비교해 본 결과 제어봉구동장치의 거동을 잘 모사 함을 알 수 있었다. 이 시뮬레이터는 디지탈 제어봉구동장치 제어계통 개발시에 소프트웨어의 기능을 검증할 수 있고, 제어봉구동장치 제어계통을 설계개선할 경우 설계 도구로 사용할 수 있다.

• Transactions of the KSME C: Technology and Education
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• v.3 no.3
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• pp.225-232
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• 2015

The control element drive mechanism (CEDM) is an electro-mechanical device to control reactivity of the nuclear reactor. The conventional CEDM was installed on a nozzle of the reactor vessel closure head as an ex-vessel type. However, there have been demands for an in-vessel CEDM to fundamentally eliminate the rod ejection accident. Conceptual design of the in-vessel CEDM, which was developed based on the existing technology of the ex-vessel CEDM, is introduced in this paper.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2006.07d
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• pp.1893-1894
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• 2006

본 논문은 원자로 제어봉구동장치 각 기구의 동작을 감시하여 이 장치에 의한 제어봉의 이동 여부를 검출하는 방법에 관한 것이다. 제어봉구동장치의 일부에서 전기적, 기계적 결함이 생기면 제어봉의 스텝 이동이 제대로 수행되지 못하고, 결국 해당 제어봉은 원자로의 목표 열적 출력을 위한 바른 위치에 도달하지 못하게 된다. 이렇게 되면 제어봉들 사이에 위치 편차가 발생하여 원하는 원자로 열적 출력을 얻을 수 없게 되므로 제어봉구동장치 각 기구의 동작을 신속하고 정확하게 파악하여 해당 제어봉의 이동 여부를 검출할 수 있어야 한다. 제어봉구동장치의 기구들은 각자의 여자 코일의 전류 파형 변화를 통해 동작 여부를 확인할 수 있는데 본 논문에서는 코일 전류 파형을 분석하기 위하여 국소적인 왜곡 검출 능력이 우수한 웨이블릿 변환 기법을 사용하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.909-914
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• 1998

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.

• Journal of KSNVE
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• v.7 no.5
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• pp.837-845
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• 1997

The dynamic interactions between the reactor vessel and the control element drive mechanisms (CEDMs) of a pressurized water reactor are studied with the simplified mathematical model. The CEDMs are modeled as multiple substructures having different masses and the reactor vessel as a single degree of freedom system. The explicit equation for the frequency responses of the multiple substructure system are presented for the case of harmonic base excitations. The optimum dynamic characteristics of the CEDMs are presented to reduce the dynamic responses of the reactor vessel. The mathematical model and its response equations are verified by finite element analysis for the detailed model of the reactor vessel and the CEDMs for the harmonic base excitations. It is finally shown that the optimal dynamic characteristics of the CEDM presented can be applicable for the aseismic design.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 1995.07b
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• pp.761-765
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• 1995

The old Timing Controller for Control Element Drive Mechanism (CEDM) is designed as an open loop control system because it is difficult to mount sensors within the Control Element Drive Mechanism(CEDM) which is operating under the pressure boundary of the reactor vessel. In this work new method which can be used to detect the CEDM operational conditions without mounting sensors within the CEDM housing is developed in order to resolve problems of the old Timing Controller. By using the developed new method, the new Timing Controller for the CEDM is designed as a closed loop controller which has features of the control rod drop prevention, fine position control and the coil life time extension. The algorithm developed under closed loop control concept resolves most problems occurred in the old Timing Controller and improves the performance and reliability of the system. During designing and testing of the Timing Controller algorithm, the real time CEDM simulator developed here was used. And all functions of the developed algorithm were verified using CEDM simulator with the real data collected from the site. The results show that the Timing Controller performs its intended functions properly.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2002.07d
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• pp.2209-2211
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• 2002

원자력발전에 사용되는 모든 제어시스템은 성능뿐만 아니라 신뢰성과 안전성이 매우 중요시되고 있다. 국내에서 제작되고 있는 경수로형 원자력발전소 제어봉 구동장치 또한 이런 성능시험 및 평가를 위해 전량 외국에서 이루어져 왔으며, 많은 경제적 비용이 지불되어 왔다. 국내에서 제어 구동장치의 자체 성능시험을 위해 가동중인 원자력발전소의 시스템과 동일한 조건에서 시험할 수 있는 시험장치를 개발하였다. 시험장비를 국산화함으로써 비용절감과 다양한 실험으로 우수한 제품개발에 크게 이바지할 수 있을 것으로 기대된다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2003.07d
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• pp.2094-2096
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• 2003

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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.723-728
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• 1996

국내에서는 원전의 가동년수가 증가함에 따라 수명관리를 통한 연장운전에 대한 타당성 검토연구가 기술적, 경제적 측면 및 규제 측면에서 수행되고 있다. 기술적 측면의 검토는 발전소의 안전 및 수명을 결정하는 주요기기들을 선정하여 설계수명은 물론 연장운전에 대한 안전운전의 가능여부에 촛점을 맞추고 있다. 본 고에서는 수명관리를 통한 연장운전에 대한 기술적 타당성 검토 측면에서 주요기기의 하나로 선정된 제어봉 구동장치에 대한 손상기구를 도출하였고, 이에 대한 수명평가법의 제시와 함께 적절한 가정조건을 고려한 평가결과를 제시하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.62-62
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• 1999