• 소음진동
• /
• 제8권4호
• /
• pp.723-732
• /
• 1998

원자력 발전소에서 운전되고 있는 원자로 냉각재 펌프는 대형 수직 펌프로서 증기 발생기로부터 원자로에 냉각재를 순환시키는 중요한 역할을 담당하고 있다. 원자로 냉각재 펌프는 운전 조건 및 각종 결함에 따라 진동, 열적 변형, 마모 등의 비정상 상태에서 운전될 수 있으며, 이로 인한 발전소 신뢰성 저하의 원인이 된다. 따라서 이 펌프의 감시 및 진단에 대한 연구가 계속되어 왔으며 각종 시스템이 설치 운용되고 있다. 그러나 미국내의 거의 모든 냉각재 펌프 감시 시스템은 펌프의 고진동 여부만을 나타내며 진동의 원인을 진단하기 어렵다. 본 연구에서는 최근까지 주로 발생되었던 미국내 원자로 냉각재 펌프의 문제점을 분석하고 이들의 원인별 진동 특성을 지식베이스화 하였으며, 진단시스템 개발을 위한 알고리즘을 제안하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
• /
• pp.96.2-96.2
• /
• 2003

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
• /
• 유체기계공업학회 2005년도 연구개발 발표회 논문집
• /
• pp.509-514
• /
• 2005

Main coolant pump (MCP) is a canned-motor-type axial pump to circulate the primary coolant between nuclear fuel rods and steam generators in an integral type reactor. The reactor is designed to operate under condition of 310 oC and 14.7 MPa. Thus MCP has to be tested under same operating condition as reactor design condition in order to verify its performance and safety. In present work, a test loop to simulate real operating situation of the reactor has been designed and constructed to test MCP. And then, as a part of qualification test, canned motor functional test and pump hydraulic performance test have been carried out upon a prototype MCP. Canned motor efficiency and pump hydraulic characteristics including homologous curves and NPSH curves were obtained from the qualification test.

• 대한기계학회논문집B
• /
• 제30권9호
• /
• pp.858-865
• /
• 2006

SMART Pilot is a multipurpose small capacity integral type reactor. Main coolant pump (MCP) of SMART Pilot is a canned-motor-type axial pump to circulate the primary coolant between nuclear fuel and steam generator in the primary system. The reactor is designed to operate under condition of $310^{\circ}C$ and 14.7MPa. Thus MCP has to be tested under same operating condition as reactor design condition to verify its performance and safety. In present wort a test apparatus to simulate real operating situations of the reactor has been designed and constructed to test MCP. And then functional tests, performance tests, and endurance tests have been carried out upon a prototype MCP. Canned motor characteristics, homologous head/torque curves, coast-down curves, NPSH curves and lift-time performance variations were obtained from the qualification test as well as hydraulic performance characteristics of MCP.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
• /
• pp.110.2-110
• /
• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.604-609
• /
• 1996

원자력 발전소 부분 충수운전 중에 발생할 수 있는 정지냉각기능 상실사고인 과배수 사건에 대한 확률론적 안전성 평가를 수행하였다. 본 분석의 주된 목적은 과배수로 인한 정지냉각기능 상실사건에 대하여 노심손상 빈도를 계산하고 안전성 향상방안을 도출하는데 있다. 과배수 사건은 초기 부분 충수운전중 발생하는 것으로 가정하였으며 이 때의 발전소 배열(Plant Configuration)은 영광 3,4호기의 운전절차서 및 발전소 운전경험을 근거로 결정하여. 현재 운전상태에 대한 확률론적 안전성평가를 수행하였다. 분석결과 인간오류가 노심손상빈도에 가장크게 기여하는 인자로 나타났으며 인간오류를 줄 일수 있는 대체냉각 절차를 선정하여 재분석을 수행하였다. 고려된 대체냉각 수단은 피동적인 잔열제거 방법인 열규응축냉각(Reflux Cooling)과 정지냉각펌프의 대체계통으로 격납용기 살수펌프를 사용하는 경우의 두가지이다. 본 분석에서는 두가지 대체냉각수단을 모두 채택하는 것으로 가정하여 대체냉각 사용에 따른 효과를 비교하였는데 노심손상 빈도가 1/1000로 감소 하였다. 따라서 절차서 개정에 의한 대체 냉각수단확보는 부분 충수운전중 발전소 안전성 향상에 매우 효과가 큰 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
• /
• pp.445.2-445.2
• /
• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
• /
• pp.155.1-155
• /
• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
• /
• pp.95.2-95.2
• /
• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
• /
• pp.103.2-103
• /
• 2001