• 대한전기학회:학술대회논문집
• /
• 대한전기학회 2007년도 제38회 하계학술대회
• /
• pp.1626-1627
• /
• 2007

This paper deals with the design and manufacturing of power cabinet for reactor power control system(PCS). The PCS provides the control signals and motive power to operate the CEDMs(Control Element Drive Mechanism). The CEDM is raise and lower the CEAs(Control Element Assemblies) in the reactor core. The CEAs are constructed with the Boron-10 isotope which has a high microscopic cross section of absorption for thermal neutrons. This characteristic causes the addition of negative reactivity when a CEA is inserted and positive reactivity when it is withdrawn from the reactor core.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제52권10호
• /
• pp.2262-2273
• /
• 2020

Digital twin technology can provide significant value for the prognostics and health management (PHM) of critical plant components by improving insight into system design and operating conditions. Digital twinning of systems can be utilized for anomaly detection, diagnosis and the estimation of the system's remaining useful life in order to optimize operations and maintenance processes in a nuclear plant. In this regard, a conceptual framework for the application of digital twin technology for the prognosis of Control Element Drive Mechanism (CEDM), and a data-driven approach to anomaly detection using coil current profile are presented in this study. Health management of plant components can capitalize on the data and signals that are already recorded as part of the monitored parameters of the plant's instrumentation and control systems. This work is focused on the development of machine learning algorithm and workflow for the analysis of the CEDM using the recorded coil current data. The workflow involves features extraction from the coil-current profile and consequently performing both clustering and classification algorithms. This approach provides an opportunity for health monitoring in support of condition-based predictive maintenance optimization and in the development of the CEDM digital twin model for improved plant safety and availability.

• 대한전기학회:학술대회논문집
• /
• 대한전기학회 2006년도 제37회 하계학술대회 논문집 D
• /
• pp.1919-1920
• /
• 2006

This paper deals with the design review of a power converter topologies for CEDMCS (Control Element Drive Mechanism Control System). The CEDMCS provides the control signals and motive power to operate the CEDMS. The CEDM's raise and lower the CEAs (Control Element Assemblies) in the reactor core. The CEAs are constructed with the Boron-10 isotope which has a high microscopic cross section of absorption for thermal neutrons. This characteristic causes the addition of negative reactivity when a CEA is inserted and positive reactivity when it is withdrawn from the reactor core.

• 한국전산구조공학회:학술대회논문집
• /
• 한국전산구조공학회 1997년도 봄 학술발표회 논문집
• /
• pp.147-151
• /
• 1997

The dynamic characteristics of Control Element Drive Mechanism (CEDM) in Korea standard Nuclear Power Plant was reviewed as a secondary mass in a simplified two degree of freedom system, while the reactor vessel as a primary mass. The design improvement stratege to minimize each displacement amplitude of these primary and secondary masses was proposed. According to this stratege the designs of CEDM components, the shroud and the pressure housing, respectively, were changed using optimization technique.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제38권6호
• /
• pp.637-647
• /
• 2014

국내 가압경수로형 원자로의 압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 이들 노즐은 억지끼워맞춤(Shrink fitting) 방식으로 결합되어 용접 처리 된다. 용접에 의해 발생되는 인장잔류응력은 일차수응력부식균열을 발생시키는 주요 요인이다. 이러한 이유로 최근 15 여 년 동안 관통노즐 용접부 부위에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이를 극복하기 위해 다양한 방안이 모색되고 있다. 또한 용접과정에서 발생되는 불필요한 결함은 일차수응력부식균열(PWSCC)을 가속화 시키는 원인이 되기도 한다. 원자로 제작과정에서 용접에 의한 결함은 보수용접에 의해 즉시 수리가 이루어 진다. 기존의 연구에서는 정상적인 용접과정에서 발생되는 잔류응력을 예측하였으나, 본 연구에서는 용접과정에서 발생되는 결함을 보수하기 위해 실시되는 보수용접이 용접잔류응력에 미치는 영향을 분석하였다.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제36권10호
• /
• pp.1235-1239
• /
• 2012

원자력발전소의 원자로압력용기 상부헤드에는 출력제어 및 정지용 제어봉이 통과하는 노즐이 있으며 이 노즐은 상부헤드 노즐과 J 형태의 홈으로서 용접 되어 있다. 최근 외국의 원자력발전소에서 이 용접영역 주변의 노즐 및 용접부에서 일차수응력부식 균열이 발생한 사례가 보고되고 있다. 본 논문에서는 이 용접부의 용접잔류응력과 운전 중에서의 응력상태를 유한요소해석을 이용하여 평가함으로써 고응력 위치를 확인하고 응력관점에서 균열발생 가능성이 높은 지역을 예측하고자 하였다. 해석결과 용접에 의해서 형성된 잔류응력이 수압시험과 운전조건에 의해 다소 변동되기는 하나 응력분포형태는 큰 변화가 없었다. 전반적으로 노즐내면에서는 용접이 시작되는 지점 주변에서 최대 인장응력이 형성되고 노즐외면에서는 용접이 끝나는 지점 주변에서 최대인장응력이 형성되는 것을 확인하였다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
• /
• 대한전기학회 2004년도 하계학술대회 논문집 D
• /
• pp.2275-2277
• /
• 2004

Korea Next Generation Reactor(KNGR) is in the midst of being developed and will exceed Korea Standard Nuclear Power Plant(KSNP) economically. Domestic Instrumentation and Control(I&C) systems shall be applied to KNGR and the development of Control Element Drive Mechanism Control System(CEDMCS) considered as an essential part in nuclear I&C system will be dealt with in this paper. The newly developed CEDMCS has the control cabinet using the nuclear Distributed Control System(DCS) made in Korea and the power cabinet produced by our research institute and interfaced with the DCS control cabinet.

• 한국소음진동공학회논문집
• /
• 제20권7호
• /
• pp.658-664
• /
• 2010

A control element drive mechanism(CEDM) is a reactor regulating system, which inserts, withdraws or maintains a control rod containing a neutron absorbing material within a reactor core to control the reactivity of the core. The ball-screw type CEDM for the integral reactor has a spring-damper system to reduce the impact force due to the scram of the CEDM. This paper describes the experimental results to obtain the drop and damping characteristics of the CEDM. The drop tests are performed by using a drop test rig and a facility. A drop time and a displacement after an impact are measured using a LVDT. The influences of the rod weight, the drop height and the flow area of hydraulic damper on the drop and damping behavior are also estimated on the basis of test results. The drop time of the control element is within 4.5s to meet the design requirement, and the maximum displacement is measured as 15.6 mm. It is also found that the damping system using a spring-hydraulic damper plays a good damper role in the CEDM.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제33권1호
• /
• pp.111-120
• /
• 2001

In this study, a dynamic analysis of the integral reactor SMART (System-integrated Modular Advanced ReacTor) under postulated seismic events is performed to review the response characteristics of the major components. To enhance the feasibility of an analysis model, a detailed finite element model is synchronized with the products of concurrent design activities. The artificial time history, which has been applied to the seismic analysis for the Korean Standard Nuclear Power Plant (KSNP), is chosen to envelop broad site specifics in Korea. Responses in the horizontal direction are found slightly amplified, while those in the vertical direction are suppressed. Since amplified response is monitored at the control element drive mechanism (CEDM), minor design provision is considered to enhance the integrity of the subsystem.

• 한국항행학회논문지
• /
• 제28권3호
• /
• pp.348-355
• /
• 2024

원전해체 시 대용량 처분시스템을 구동하거나 운영 중 제어봉 구동장치 제어시스템과 같은 대규모 측정전류를 요하는 중요설비를 측정 및 테스트하기 위해서는 측정 매체로서 안정적으로 전류를 공급할 수 있는 전류원이 필요하다. 그러나, 흔히 말하는 전원공급기는 전압원으로서 전압만을 내기 때문에 측정부하에 관계없이 일정한 전류를 공급할 수 있는 전류원 역할을 하지 못한다. 전류원은 전압원과 달리 제품을 만들기가 쉽지 않다. 원전 부품의 전류-전압 변환시험과 같은 건전성을 평가하기 위해서는 정상전류치보다 몇십배 훨씬 큰 수십 mA나 암페어 수준의 전류를 인가하여 테스트를 수행해야 하기 때문에 암페어(ampere) 단위의 전류를 공급할 수 있는 전류원이 필수적이다. 따라서 본 개발품에서는 이러한 필요에 의하여 입력이 전압으로 나타나는 전압원을 이용하여 측정대상에 원하는 전류를 일정하게 공급할 수 있는 전압제어으로서 대용량 전류를 공급할 수 있는 직류전압제어 대전류원을 개발하였다. 개발된 제품의의 신뢰성을 확인하기 위하여 원전에서 사용되는 실제의 데이터값을 적용하여 테스트하였으며, 그 결과를 분석하여 선택회로의 정당성을 입증하였다.