• Nuclear industry
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• v.23 no.7 s.245
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• pp.45-54
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• 2003

제어봉 구동 장치 제어 시스템 국산화 개발의 필요성은 경제적 관점에서 뿐만 아니라 원전의 운전과 유지 보수 측면에서도 어제 오늘 대두된 문제가 아니라 본다. 천연 자원이 부족한 우리나라에서는 급증하는 전력 수요를 충족시키기 위하여는 원전에 의존하지 않을 수 없으며, 이에 따라 가동 원전의 수명 연장을 위한 개$\cdot$보수뿐만 아니라 신규 원전 건설 계획 또한 지속적으로 수립되고 있는 것이 현실이다. 그러나 국내에 처음으로 고리 1호기가 건설된 1978년 이후 그 동안 많은 사람들의 노력에 의하여 설비 제작 관련 기술은 거의 완성 단계에 와 있다고 보여지나, 두뇌와 신경 조직에 해당하는 계측 제어 시스템 관련 기술은 아직 초보 단계를 벗어나지 못하고 있는 것이 사실이다. 이러한 우리의 현실을 극복하기 위하여 과학기술부 주관으로 원전계측제어시스템국산화사업단이 발족하였으며, 국내 원자력 산업계를 실질적으로 이끌고 있는 당사가 최종 상용화를 목표로 막대한 자금을 부담하면서 주도적으로 참여하고 있다. 지난 5월 제어봉 구동 장치 제어 시스템이 그 첫 결과물로서 발표 되었으며, 여기서는 기존 시스템과의 비교 분석을 통하여 그 개발 시스템의 기술적 경제적 특징과 의의를 살펴 보고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.258-263
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• 1998

원자력 발전소의 제어봉 낙하 시간 측정 시험은 원자로 비상 정지 명령에 따른 제어봉의 낙하 속응성이 지침서의 제한치 이내에 있는지를 주기적으로 확인함으로써 제어봉의 원자로 안전 운전 및 정지 기능을 확인하는 중요한 시험이다. 현재 고리2호기를 비롯한 WH형 발전소들은 제어봉이 디지틀 제어봉 위치 지시(DRPI) 코일속을 낙하할 때 유기되는 전압을 검출하여 제어봉 낙하 시간을 측정하는 방법을 사용하고 있다. 이 방법은 제어봉을 뱅크별로 인출한 후 하나씩 개별 낙하시키기 때문에, 제어봉 낙하 시간 측정 시험에 많은 시간과 다수의 인력이 소요되며, 측정시 격납용기내에 작업자가 장시간 체류해야 하는 단점이 있다. 이러한 DRPI 신호 이용 제어봉 낙하 시간 측정 방법의 단점을 보완하여 제어봉 구동 장치(CRDM)내 이동권선 신호를 이용하는 다중 낙하 방식의 새로운 측정 방법을 제안하고, 측정 장치를 개발하였다. 개발된 제어봉 낙하 시간 측정 장치를 이용하여, 고리2호기 제어봉 낙하 시간 측정 시험시 기존의 방법과 병행 측정 시험을 수행하고 그 결과를 비교 검토하여 충분히 정확하게 제어봉 낙하 시간을 측정할 수 있음을 보였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.28 no.5
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• pp.593-602
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• 2004

We have developed a digital control rod control system not only to improve its performance but also to improve its reliability and speed of response so that it can replace the old fashioned analog system. However, a new developed digital control system should be tested to prove the validity by using any prototype or mock-up before application. The reliability prediction and the reliability block diagram analysis methods were adopted to verify the reliability of the developed hardware. For the case of software, especially fur a new developed control algorithm it has been tested to prove performances and validation by using a dynamic simulator and mock-up of control rod drive mechanism altogether. Here we want to present some key factors regarding to the new developed digital system with some verification procedures.

• Nuclear industry
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• v.27 no.2 s.288
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• pp.65-68
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• 2007

• Proceedings of the KWS Conference
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• 1999.10a
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• pp.15-18
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.155.2-155
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• 1999

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2004.07d
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• pp.2295-2297
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• 2004

원자로의 제어봉 구동장치에 공급되는 전력을 제어하는 전력함 전력제어기는 DSP를 이용하여 디지털 시스템으로 설계하였다. 전력제어기는 Master/Slave 형태로 이중화되어 신뢰성이 향상시켰고 전력제어기의 CPU 보드에는 제어용과 통신용 두 개의 DSP를 사용하여 전력제어기의 주 기능인 제어/감시와 통신 기능을 분리하여 담당시켰다. 전력제어기에 요구되는 이러한 기능들을 효과적으로 수행하도록 CPU 보드에 디지털 논리구현 장치인 FPGA를 설치하여 메모리 주소 및 각 부품의 칩 선택 신호를 생성, 이중화 전력제어기 상호간 신호 수수, 각종 고장 검출 및 점호각 신호 발생 등의 역할을 하도록 하였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.8
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• pp.1105-1111
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• 2010

The Korea Atomic Energy Research Institutes has been developing the SMART (System integrated Modular Advanced ReacTor), an environment-friendly nuclear reactor for the generation of electricity and to perform desalination. SMART reactors can be exposed to various external and internal loads caused by seismic and coolant flows. The CRDM(control rod drive mechanism), one of structures of the SMART, is a component which is adjusting inserting amount of a control rod, controlling output of reactor power and in an emergency situation, inserting a control rod to stop the reactor. The purpose of this research is performing the analysis of dynamic characteristic to ensure safety and integrity of structure of CRDM. This paper presents two FE-models, 3-D solid model and simplified Beam model of the CRDM in the coolant, and then compared the results of the dynamic characteristic about the two FE-models using a commercial Finite Element tool, ABAQUS CAE V6.8 and ANSYS V12. Beam 4 and beam 188 of simplified-model were also compared each other. And simplified model is updated for accuracy compare to 3-D solid.

• Computational Structural Engineering
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• v.10 no.3
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• pp.225-231
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• 1997

The dynamic characteristics of Control Element Drive Mechanism(CEDM) for Korea Standard Nuclear Power Plant are studied with the CEDM modeled as a secondary mass in a simplified two degree of freedom system, while the reactor vessel as a primary mass. The optimal .mu.-f curve is developed to reduce the response amplitudes of both primary and secondary masses. In order to improve a design it is proposed that the natural frequency ratio, f, should be converged to 0.93, the mass ratio, .mu., should not be reduced, and the result should be converged to the optimal .mu.-f curve. Optimal design for CEDM components has been carried out and the response amplitude ratios of reactor are reduced 10.5 - 19.7% while those of CEDM are reduced 6.3 - 3.4%.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.354.2-354
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• 2001