• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.880-885
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• 2024

For Safety Assisted Engineering works, real-time simulators have emerged as a mandatory tool among all the key actors involved in the nuclear industry (utilities, designers and safety authorities). EDF, Electricité de France, as the leading worldwide nuclear power plant operator, has a crucial need for efficient and updated simulation tools for training, operating and safety analysis support. This paper will present the work performed at EDF/DT to develop a new generation of engineering simulator to fulfil these tasks. The project is called SiRENE, which is the acronym of Re-hosted Engineering Simulator in French. The project has been economically challenging. Therefore, to benefit from existing tools and experience, the SiRENE project combines: - A part of the process issued from the operating fleet training full-scope simulator. - An improvement of the simulator prediction reliability with the integration of High-Fidelity models, used in Safety Analysis. These High-Fidelity models address Nuclear Steam Supply System code, with CATHARE thermal-hydraulics system code and neutronics, with COCCINELLE code. - And taking advantage of the last generation and improvements of instructor station. The intensive and challenging uses of the new SiRENE engineering simulator are also discussed. The SiRENE simulator has to address different topics such as verification and validation of operating procedures, identification of safety paths, tests of I&C developments or modifications, tests on hydraulics system components (pump, valve etc.), support studies for Probabilistic Safety Analysis (PSA). etc. It also emerges that SiRENE simulator is a valuable tool for self-training of the newcomers in EDF nuclear engineering centers. As a modifiable tool and thanks to a skillful team managing the SiRENE project, specific and adapted modifications can be taken into account very quickly, in order to provide the best answers for our users' specific issues. Finally, the SiRENE simulator, and the associated configurations, has been distributed among the different engineering centers at EDF (DT in Lyon, DIPDE in Marseille and CNEPE in Tours). This distribution highlights a strong synergy and complementarity of the different engineering institutes at EDF, working together for a safer and a more profitable operating fleet.

• 한국음향학회지
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• 제16권6호
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• pp.76-84
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• 1997

원전내 금속파편들을 조기에 탐지하기 위한 금속파편 감시계통(LPMS : Loose Parts Monitoring System)은 원전의 안전성 및 신뢰도 확보를 위하여 중요한 부분으로서, 대부분의 국내 원전들에서 설치 운영중이거나 운영예정이다. 하지만 이들 LPMS들은 외국에서 개발된 것들로서 고가이며 기술이전이 이루어지지 않아 기술종속의 우려와 함께 효과적인 금속파편 진단에 많은 어려움을 지닌다. 따라서 본 논문의 주된 목적은 고해상도를 가지며 분석방법이 간단한 효율적인 금속파편 위치평가를 위한 알고리즘을 제안, 실현하므로써, 빈전문적인 운전자도 컴퓨터를 사용한 간단한 조작을 통하여 정확하고 신속한 금속파편 진단을 수행할 수 있도록 하는 것이다. 본 논문에서 제안한 수정된 원교차법을 이용하여 작성된 금속파편 위치평가 프로그램을 이용하여 실제 원전상황을 고려한 모의실험을 실시한 결과, 제안된 평가기법이 약 3.4% 정도 오차를 가지는 우수한 위치평가를 수행함을 알 수 있었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권6호
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• pp.397-402
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• 2016

원자력 발전소와 화력 발전소에서는 양질의 전기를 생산하기 위해서는 발전기에 연결된 고압 및 저압 증기터빈에 최적량의 증기를 공급하여야 한다. 터빈에 증기를 공급하거나 차단하는 특수한 밸브인 터빈출력제어장치를 사용하고 있으며, 이 터빈출력제어장치는 유압서보 액추에이터로 구동 된다. 발전소에서는 유압시스템에서 생성되는 기체로 인하여 유압서보 액추에이터의 성능이 저하되거나, 생성된 기체가 압축되면서 발생하는 열로서 씰을 태우고 마모를 증가시켜서 빈번한 고장이 유발된다. 일부 발전소에서는 고정형 오리피스를 사용하여 공기를 배출하고 있지만 많은 유량배출에 따른 동력 손실과 빈번하게 작동되는 펌프, 전기모터 및 밸브 등의 고장을 발생시킨다. 본 연구에서는 기존의 고정형 오리피스와 같이 초기에 많은 량의 공기를 배출하고 정상운전에서는 매우 미세한 유량만 통과 시킬 수 있는 부하 감응형 공기 배출밸브를 모델링하고 해석하여 장착함으로서 유압서보 액추에이터의 제어 정밀성 확보와 기체 압축으로 인한 고장을 방지할 수 있게 하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.276-284
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• 1993

ABB-CE사의 System-80 설계 특성 중 원자로 출력 급감발 제어계통(RPCS : Reactor Power Cutback System)은 2개의 주급수 펌프 중 1대가 정지하거나 전출력 부하 상실사고인 경우에도 원자로 정지없이 운전하게 함으로써 원전의 경제성 향상에 도움을 주고 있다. 이러한 RPCS의 적용 범위를 확대하여 단일제어봉 낙하를 포함한 제어봉 인입편차(inward deviation)가 발생하는 경우에도 RPCS를 작동시키면 원자로를 정지시키지 않고 운전을 계속할 수 있는지를 분석하였다. 즉 제어봉 인입편차가 발생시 제어봉을 순간적으로 낙하시켜 1차계통의 출력을 낮추면서 원자로를 정지시키지 않고도 과도현상을 수습할 수 있는지 분석하였다. 이렇게 확대된 RPCS는 미국 EPRI의 개량형 경수로 요건사항을 만족하는 것이며 제어봉 인입편차의 과도상태를 수용할 수 있도록 하는 ABB-CE사의 System-80+ 설계 항목에도 포함되어 있다. 본 연구에서는 System-8O+에 대하여 RPCS의 작동에 의한 제어봉의 삽입과 그에 따른 핵증기 공급계통의 변화를 모사할 수 있는 노심해석 모델을 개발하였다. 연구 결과 단일 제어봉 낙하를 포함한 제어봉 인입편차가 발생되어도 원자로 출력 급감발 제어를 확대 적용하는 경우 원자로 정지를 방지할 수 있게 되어 원전의 이용율을 향상시킬 수 있을 것으로 검토되었다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제9권1호
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• pp.15-19
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• 2013

The auxiliary feedwater is an important to remove the heat from the reactor core when the main feedwater system is unavailable. In most initiating events in Probabilistic Safety Assessment(PSA), the operaton of this system is required to mitigate the accidents. For one of domestic nuclear power plants, a design change of a turbine-driven auxiliary feedwater pump(TD-AFWP), pipe, and valves in the auxiliary system is implemented due to the aging related deterioration by long time operation. This change includes the replacement of the TD-AFWP, the relocation of some valves for improving the system availability, a new cross-tie line, and the installation of manual valves for maintenance. The design modification affects the PSA because the system is critical to mitigate the accidents. In this paper, the safety effect of the change of the auxiliary feedwater system is assessed with regard to the PSA view point. The results demonstrate that this change can supply the auxiliary feedwater from the TD-AFWP in the accident with the motor-driven auxiliary feedwater pump(MD-AFWP) unavailable due to test or maintenance. In addition, the change of MOV's normal position from "close" to "open" can deliver the water to steam generator in the loss of offsite power(LOOP) event. Therefore, it is confirmed that the design change of the auxiliary feedwater system reduces the total core damage frequency(CDF).