In this paper, we deal with a development of measurement system to apply the leakage rates test of primary containment in nuclear power plant. The measurement test about leakage rates in primary containment is one sort of test to prove safety of nuclear power plant. The parameters which are measured to calculate leakage rates are drybulb temperature, dew point temperature(or relative humidity), absolute pressure and flow. Overall, the measurement system consists of sensor module for data acquisition of the parameters, transfer module for wireless data communication and control module to control system and to calculate leakage rates. Because existing measurement systems are difficult to set in field, we pursued convenience of use, we applied wireless data communication and individual form module using battery. We also changed for the better in confidence. Recently, we are developing a drybulb temperature and a dew point temperature sensor module. We describe about function of developed measurement system, its standard and an plan for verification of measurement system.
Among those tests performed during the Yonggwang Nuclear Power Plant Units 3 and 4 (YGN 3&4) Power Ascension Test period, the Loss of a Main Feedwater Pump test at l00% power is one of the major test which characterize the capability of YGN 3&4. In this event, one of the two normally operating main feedwater pumps is tripped resulting in a 50% reduction in the feedwater flow. Unless the NSSS and Turbine/Generator control systems actuate properly, the reactor will be tripped on low SG water level or high pressurizer pressure. The test performed at Unit 3 was successful by meeting all acceptance criteria, and the plant was stabilized at a reduced power level without reactor trip. The measured test data for the major plant parameters are compared with the predictions made by the KISPAC computer code, an updated best-estimate plant performance analysis code, to verify and validate its applicability. The comparison results showed good agreement in the magnitude as well as the trends of the major plant parameters. Therefore, the KISPAC code can be utilized for the best-estimate nuclear power plant design and simulation tool after a further verification using other plant test data.
A windowless spallation target can provide a neutron source and maintain neutron chain reaction for a subcritical reactor, and is a key component of China's nuclear waste transmutation of coupling accelerator and subcritical reactor. The main issue of the windowless target design is to form a stable and controllable free surface that can ensure that energy spectrum distribution is acquired for the neutron physical design when the high energy proton beam beats the lead-bismuth eutectic in the spallation target area. In this study, morphology and flow characteristics of the free surface of the windowless target were analyzed through the volume of fluid model using computational fluid dynamics simulation, and the results show that the outlet cross section size of the target is the key to form a stable and controllable free surface, as well as the outlet with an arc transition. The optimization parameter of the target design, in which the radius of outlet cross section is $60{\pm}1mm$, is verified to form a stable and controllable free surface and to reduce the formation of air bubbles. This work can function as a reference for carrying out engineering design of windowless target and for verification experiments.
This article presents a security module based on a field programmable gate array (FPGA) to mitigate man-in-the-middle cyber attacks. Nowadays, the FPGA is considered to be the state of the art in nuclear power plants I&C systems due to its flexibility, reconfigurability, and maintainability of the FPGA technology; it also provides acceptable solutions for embedded computing applications that require cybersecurity. The proposed FPGA-based security module is developed to mitigate information-gathering attacks, which can be made by gaining physical access to the network, e.g., a man-in-the-middle attack, using a cryptographic process to ensure data confidentiality and integrity and prevent injecting malware or malicious data into the critical digital assets of a nuclear power plant data communication system. A model-based system engineering approach is applied. System requirements analysis and enhanced function flow block diagrams are created and simulated using CORE9 to compare the performance of the current and developed systems. Hardware description language code for encryption and serial communication is developed using Vivado Design Suite 2017.2 as a programming tool to run the system synthesis and implementation for performance simulation and design verification. Simple windows are developed using Java for physical testing and communication between a personal computer and the FPGA.
To predict the deformation and fracture during tube expansion using the finite element (FE) method, a material model is considered that incorporates the damage evolution due to the deformation. In the current study, a Rice-Tracey model was used as the damage model with inclusion of the hydrostatic stress term. Since OFHC Cu is not significantly affected by strain rate, a Hollomon flow stress model was used. The material parameters in each model were obtained by using an optimization method. The objective function was defined as the difference between the experimental measurements and FE simulation results. The parameters were determined by minimizing the objective function. To verify the validity of the FE modeling, cross-verification was conducted through a tube expansion test. The simulation results show reasonable agreement with the experiments. The design for a minimum diameter of expansion tube using the FE modeling was verified by a simplified tube expansion test and simulation results.
In this paper describes the research and development of a pipe robot for pipe rehabilitation construction of old water pipes. After the water supply pipe construction, the pipe is leaking, damaged, and aging due to corrosion. Eventually, resistance to the flow of water in lower supply efficiency and contaminated water such as rusty water, finally in various consumer complaints. In order to solve this problem, rehabilitation construction robot technology is required to secure the construction quality of pipe rehabilitation construction and restore the function of the initial construction period. The developed pipe rehabilitation construction robot required a hydraulic actuator for high traction and was equipped with a small hydraulic supply device. In addition, we have developed a hydraulic cylinder and a link system that supports the pipe inner diameter to develop a single pipe robot corresponding to 500 to 800mm pipe diameter. The analysis and experimental verification of the driving performance and unit function of the developed pipe reconstruction robot are explained, and the result of the integrated performance test of the pipe reconstruction robot at the water supply pipe network site is explained.
The purpose of this study is to develop a model that can systematically study the whole learning process of machine learning. Since the existing model describes the learning process with minimum coding, it can learn the progress of machine learning sequentially through the new model, and can visualize each process using the tensor flow. The new model used all of the existing model algorithms and confirmed the importance of the variables that affect the target variable, survival. The used to classification training data into training and verification, and to evaluate the performance of the model with test data. As a result of the final analysis, the ensemble techniques is the all tutorial model showed high performance, and the maximum performance of the model was improved by maximum 5.2% when compared with the existing model using. In future research, it is necessary to construct an environment in which machine learning can be learned regardless of the data preprocessing method and OS that can learn a model that is better than the existing performance.
This paper represents a systematic approach aimed at improving the performance of the proportional integral (PI) controller for the Advanced Power Reactor (APR) 1400 Feedwater Control System (FWCS). When the performance of the PI controller offers superior control and enhanced robustness, the steam generator (SG) level is properly controlled. This leads to the safe operation and increased the availability of the nuclear power plant. In this paper, a systems engineering approach is used in order to design a novel PI controller for the FWCS. In the reverse engineering stage, the existing FWCS configuration, especially the characteristics of the feedwater controller as well as the feedwater flow path to each SG from the FWCS, were reviewed and analysed. The overall block diagram of the FWCS and the SG was also developed in the reverse engineering process. In the re-engineering stage, the actual design of the feedwater PI controller was carried out using a genetic algorithm (GA). Lastly, in the validation and verification phase, the existing PI controller and the PI controller designed using GA method were simulated in Simulink/Matlab. From the simulation results, the GA-PI controller was found to exhibit greater stability than the current controller of the FWCS.
In a previous study, a technique for measuring wind speed and direction by using a roll-rotating three-axis ultrasonic anemometer was proposed and verified by wind tunnel tests. In the tests, instead of a roll sensor, roll angle was trimmed to make no up flow in the transformed wind speeds. Verification was done in point of the residual error of the rotation effect treatment. In this study, roll angle was measured from the roll motor encoder and the transformed wind speed and direction on the test section axis were compared with the ones provided to the test section. As a result, up to yaw $20^{\circ}$ at a wind speed of 12 m/sec or over, the RMS error of wind speed was within the double of the ultrasonic anemometer error. But at yaw $30^{\circ}$, it was over the double of the ultrasonic anemometer error. Regardless of wind speed, at yaw $20^{\circ}$ and $30^{\circ}$, the direction error was within the double of the ultrasonic anemometer error. But at yaw $10^{\circ}$ or less, it was within the error of the ultrasonic anemometer itself. This is a very favorable characteristic to be used for wind turbine yaw control.
도로중앙분리대는 4차선이상의 도로에서 차도방향별로 분리하는 도로안전구조물로서, 도로교통사고와 같은 긴급 상황시 운전자 및 승객의 생명과 안전을 보호 하고, 교통장애를 최소화하기 위하여, 첨단 유비쿼터스 IT기술을 융합한 유비쿼터스 도로 중앙분리대 시스템을 제안하였다. 본 논문에서는 지능형 도로중앙분리대의 교통사고 상황인지를 위한 센서노드필드를 구성하고, 자유공간 송, 수신테스트 및 실외시험을 통해 미들웨어를 개발한 결과, 무선통신을 통해 언제, 어디서나 교통사고 발생을 24시간 실시간 인지하여 병원 및 경찰 같은 유관기관 및 담당자에게 신속하게 통보, 대처하는 것을 검증하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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