본 연구에서는 운전 신뢰도의 향상을 통해 원자력발전소의 안전성과 가용성을 증대시키기 위한 개량형 인간기계연계계통(Human-Machine Interface, HMI)의 설계가 수행되었다. 개발된 HMI는 발전소의 개괄적인 상태를 파악할 수 있게 해주는 대형표시화면과 단순화된, 컴퓨터 기반의 작업반으로 구성되어 있고, 각 작업반은 동적경보처리콘솔, 계통정보콘솔, 전자식절차서콘솔 및 안전계통정보콘솔로 구성되어 있다. 동적경보처리콘솔은 신속한 상황인식능력을 지원하기 위해 불필요한 경보는 제거하고 발생한 경보들은 우선순위화하여 표시해 준다. 계통정보콘솔은 정상운전을 지원하기 위해 모든 계통정보를 제공해 주며 비안전계통에 대한 제어를 수행할 수 있는 기능도 제공한다. 또한 이 ...
본 연구에서는 운전 신뢰도의 향상을 통해 원자력발전소의 안전성과 가용성을 증대시키기 위한 개량형 인간기계연계계통(Human-Machine Interface, HMI)의 설계가 수행되었다. 개발된 HMI는 발전소의 개괄적인 상태를 파악할 수 있게 해주는 대형표시화면과 단순화된, 컴퓨터 기반의 작업반으로 구성되어 있고, 각 작업반은 동적경보처리콘솔, 계통정보콘솔, 전자식절차서콘솔 및 안전계통정보콘솔로 구성되어 있다. 동적경보처리콘솔은 신속한 상황인식능력을 지원하기 위해 불필요한 경보는 제거하고 발생한 경보들은 우선순위화하여 표시해 준다. 계통정보콘솔은 정상운전을 지원하기 위해 모든 계통정보를 제공해 주며 비안전계통에 대한 제어를 수행할 수 있는 기능도 제공한다. 또한 이 콘솔은 동적경보처리콘솔 및 전자식절차서콘솔과 연계되어 이들의 요구시 필요한 계통정보를 자동적으로 표시해 준다. 전자식절차서콘솔은 정상적인 발전소 기동/정지 및 비상운전시 수행할 운전 절차서를 전자식으로 표시해 주며, 소프트 자동화를 통해 운전원의 신체적/정신적 부담을 감소시켜 줄 수 있도록 설계되었다. 안전계통정보콘솔은 안전계통 상태를 계속적으로 표시해 주고 안전계통에 대한 제어를 수행할 수 있는 기능도 제공한다. 개량형 주제어실의 자동화 측면에서는, 본 연구를 통해 비상운전 자동화 전략이 개발되었다. 개발된 전략은 비상운전이 최적화된 방식으로 수행될 수 있도록 해주며 운전원 조치시간도 상당히 연장시켜 줄 수 있을 것으로 기대된다. 자동화 전략을 개발하기 위해 의사결정 측면과 제어 측면이 연구되었다. 의사결정 측면에서는 수행되어야 할 적절한 비상 운전을 선택하기 위해 필요한 진단 직무를 자동화시키기 위해 진단 수목이 개발되었고, 발전소 및 사건 기반으로 행해져야 하는 결정 직무를 자동화시키기 위해 의사결정 절차서가 개발되었다. 제어 측면에서는 감온운전의 자동화를 위해 운전 목표를 설정하고, 전략을 확립하며, 제어 수단 및 운전 제약요건들을 도출하였다. 감온운전중에 최적의 원자로냉각재계통 감온$\cdot$감압을 위해 제어되는 변수의 제어 설정치가 퍼지 제어논리에 의해 적응되어 조정되도록 하였다. 운전 지원 측면에서는, wavelet 변환과 패턴 매칭을 이용한 사건 진단 기법이 본 연구를 통해 개발되었다. 이 기법에서는 임의의 사건동안에 발전소 비정상 신호들이 wavelet 변환을 통해 변환되고, 계산된 wavelet 계수는 최소 제곱법을 이용해 이진화된다. 일반적으로 노심 주기와 출력 변화에 따라 이진화된 패턴이 상이성을 가지고 있으므로 이러한 상이한 패턴들은 합성되어 해당 사건에 대한 진단용 패턴으로 이용된다. 일단 관심있는 사건들에 대해 진단용 패턴들이 구축되면 이를 이용해 상사도 시험과 경계 시험의 두 단계로 이루어진 패턴 매칭을 거쳐 미지의 패턴으로 부터 그 원인이 되는 사건이 진단될 수 있도록 하였다. 개발된 HMI를 정적 평가와 동적 평가를 통해 평가한 결과, HMI 설계가 인간공학 현안 문제들을 합리적으로 해결하는 방향으로 이루어졌음을 확인하였다. 또한 자동화 전략을 고리 2호기용 마이크로 시뮬레이터를 이용해 증기발생기 관 파열사고에 대해 검증한 결과, 자동화된 비상운전을 통해 출력 운전모드의 발전소를 저온 정지모드까지 모든 운전 제약조건들을 만족시키면서 성공적으로 감온$\cdot$감압시켰음을 확인할 수 있었다. 아울러 사건 진단 기법을 원자력발전소의 대표적인 사건들에 대해 고리 2호기용 마이크로 시뮬레이터를 이용해 검증해본 결과, 이 기법이 계측기 고장 등을 포함한 사건 진단에 실제적으로 응용될 수 있음을 확인하였다. 충분한 검증을 거친 후에 개발된 HMI의 주요 설계 특성들은 한국형 차세대 원자로의 주제어실 설계에 반영될 것이다.
본 연구에서는 운전 신뢰도의 향상을 통해 원자력발전소의 안전성과 가용성을 증대시키기 위한 개량형 인간기계연계계통(Human-Machine Interface, HMI)의 설계가 수행되었다. 개발된 HMI는 발전소의 개괄적인 상태를 파악할 수 있게 해주는 대형표시화면과 단순화된, 컴퓨터 기반의 작업반으로 구성되어 있고, 각 작업반은 동적경보처리콘솔, 계통정보콘솔, 전자식절차서콘솔 및 안전계통정보콘솔로 구성되어 있다. 동적경보처리콘솔은 신속한 상황인식능력을 지원하기 위해 불필요한 경보는 제거하고 발생한 경보들은 우선순위화하여 표시해 준다. 계통정보콘솔은 정상운전을 지원하기 위해 모든 계통정보를 제공해 주며 비안전계통에 대한 제어를 수행할 수 있는 기능도 제공한다. 또한 이 콘솔은 동적경보처리콘솔 및 전자식절차서콘솔과 연계되어 이들의 요구시 필요한 계통정보를 자동적으로 표시해 준다. 전자식절차서콘솔은 정상적인 발전소 기동/정지 및 비상운전시 수행할 운전 절차서를 전자식으로 표시해 주며, 소프트 자동화를 통해 운전원의 신체적/정신적 부담을 감소시켜 줄 수 있도록 설계되었다. 안전계통정보콘솔은 안전계통 상태를 계속적으로 표시해 주고 안전계통에 대한 제어를 수행할 수 있는 기능도 제공한다. 개량형 주제어실의 자동화 측면에서는, 본 연구를 통해 비상운전 자동화 전략이 개발되었다. 개발된 전략은 비상운전이 최적화된 방식으로 수행될 수 있도록 해주며 운전원 조치시간도 상당히 연장시켜 줄 수 있을 것으로 기대된다. 자동화 전략을 개발하기 위해 의사결정 측면과 제어 측면이 연구되었다. 의사결정 측면에서는 수행되어야 할 적절한 비상 운전을 선택하기 위해 필요한 진단 직무를 자동화시키기 위해 진단 수목이 개발되었고, 발전소 및 사건 기반으로 행해져야 하는 결정 직무를 자동화시키기 위해 의사결정 절차서가 개발되었다. 제어 측면에서는 감온운전의 자동화를 위해 운전 목표를 설정하고, 전략을 확립하며, 제어 수단 및 운전 제약요건들을 도출하였다. 감온운전중에 최적의 원자로냉각재계통 감온$\cdot$감압을 위해 제어되는 변수의 제어 설정치가 퍼지 제어논리에 의해 적응되어 조정되도록 하였다. 운전 지원 측면에서는, wavelet 변환과 패턴 매칭을 이용한 사건 진단 기법이 본 연구를 통해 개발되었다. 이 기법에서는 임의의 사건동안에 발전소 비정상 신호들이 wavelet 변환을 통해 변환되고, 계산된 wavelet 계수는 최소 제곱법을 이용해 이진화된다. 일반적으로 노심 주기와 출력 변화에 따라 이진화된 패턴이 상이성을 가지고 있으므로 이러한 상이한 패턴들은 합성되어 해당 사건에 대한 진단용 패턴으로 이용된다. 일단 관심있는 사건들에 대해 진단용 패턴들이 구축되면 이를 이용해 상사도 시험과 경계 시험의 두 단계로 이루어진 패턴 매칭을 거쳐 미지의 패턴으로 부터 그 원인이 되는 사건이 진단될 수 있도록 하였다. 개발된 HMI를 정적 평가와 동적 평가를 통해 평가한 결과, HMI 설계가 인간공학 현안 문제들을 합리적으로 해결하는 방향으로 이루어졌음을 확인하였다. 또한 자동화 전략을 고리 2호기용 마이크로 시뮬레이터를 이용해 증기발생기 관 파열사고에 대해 검증한 결과, 자동화된 비상운전을 통해 출력 운전모드의 발전소를 저온 정지모드까지 모든 운전 제약조건들을 만족시키면서 성공적으로 감온$\cdot$감압시켰음을 확인할 수 있었다. 아울러 사건 진단 기법을 원자력발전소의 대표적인 사건들에 대해 고리 2호기용 마이크로 시뮬레이터를 이용해 검증해본 결과, 이 기법이 계측기 고장 등을 포함한 사건 진단에 실제적으로 응용될 수 있음을 확인하였다. 충분한 검증을 거친 후에 개발된 HMI의 주요 설계 특성들은 한국형 차세대 원자로의 주제어실 설계에 반영될 것이다.
An advanced human-machine interface (HMI) has been developed to enhance the safety and availability of a nuclear power plant (NPP) by improving operational reliability. The key elements of the proposed HMI are the large display panels which present synopsis of plant status and the compact, computer-...
An advanced human-machine interface (HMI) has been developed to enhance the safety and availability of a nuclear power plant (NPP) by improving operational reliability. The key elements of the proposed HMI are the large display panels which present synopsis of plant status and the compact, computer-based work stations for monitoring, control and protection functions. The work station consists of four consoles such as a dynamic alarm console (DAC), a system information console (SIC), a computerized operating-procedure console (COC), and a safety system information console (SSIC). The DAC provides clean alarm pictures, in which information overlapping is excluded and alarm impacts are discriminated, for quick situation awareness. The SIC supports a normal operation by offering all necessary system information and control functions over non-safety systems. In addition, it is closely linked to the other consoles in order to automatically display related system information according to situations of the DAC and the COC. The COC aids operators with proper operating procedures during normal plant startup and shutdown or after a plant trip, and it also reduces their physical/mental burden through soft automation. The SSIC continuously displays safety system status and enables operators to control safety systems. With regard to automation, the automating strategies of emergency operation are developed for achieving safe shutdown in pressurized water reactors. These strategies can make emergency operation optimal, and as well they considerably lengthen the operator response time. Decision-making and control are investigated in order to develop the automating strategies. In decision-making, diagnostic trees are established to automate the diagnostic tasks for selecting appropriate emergency operations, and the decision-making procedure is developed to automate some decisions which must be made on a plant- and event-specific basis. In control, cooldown is planned by establishing operational goals, forming strategies, and specifying operational means and constraints. The reference set points of the controlled parameters are adaptively adjusted through fuzzy reasoning for optimal cooldown and depressurization. Regarding operator aid, a real-time diagnostic methodology using wavelet transform and pattern matching is developed in this investigation. In this method, plant transient signals are transformed through wavelet transform with upsampling during an interested event. Then, the calculated wavelet coefficients are binarized using least squares fitting, which results in a binarized time-signal pattern. Some time-signal patterns are then superposed in case there are some variations on the same event according to core life and reactor power. The superposed pattern is treated as the diagnostic pattern of the event. Pattern matching is adopted, where both the similarity test between a diagnostic pattern and an arbitrary unknown time-signal pattern and the vigilance test between the winner pattern and the unknown pattern superposed on the winner one are performed in order to identify the causal event of the unknown pattern. The proposed HMI has been evaluated through static and dynamic evaluation. From the evaluation results, it can be concluded that the HMI enables the operator to terminate or mitigate plant disturbances early. After sufficient validation, the concept and the design features of the proposed HMI will be reflected in the design of the main control room of the Korean Next Generation Reactor. The validation of the automating strategies was carried out using the micro-simulator for the Kori nuclear unit 2 with steam generator tube rupture events. The results indicated that the automated emergency operation successfully drove the plant at full power to a cold shutdown state with all the operational constraints satisfied. In addition, the diagnostic methodology developed was validated with some representative events in NPPs using the micro-simulator of the Kori nuclear unit 2. At the validation tests, the diagnostic methodology turned out to be applicable to practical problems such as event diagnosis and sensor failure diagnosis.
An advanced human-machine interface (HMI) has been developed to enhance the safety and availability of a nuclear power plant (NPP) by improving operational reliability. The key elements of the proposed HMI are the large display panels which present synopsis of plant status and the compact, computer-based work stations for monitoring, control and protection functions. The work station consists of four consoles such as a dynamic alarm console (DAC), a system information console (SIC), a computerized operating-procedure console (COC), and a safety system information console (SSIC). The DAC provides clean alarm pictures, in which information overlapping is excluded and alarm impacts are discriminated, for quick situation awareness. The SIC supports a normal operation by offering all necessary system information and control functions over non-safety systems. In addition, it is closely linked to the other consoles in order to automatically display related system information according to situations of the DAC and the COC. The COC aids operators with proper operating procedures during normal plant startup and shutdown or after a plant trip, and it also reduces their physical/mental burden through soft automation. The SSIC continuously displays safety system status and enables operators to control safety systems. With regard to automation, the automating strategies of emergency operation are developed for achieving safe shutdown in pressurized water reactors. These strategies can make emergency operation optimal, and as well they considerably lengthen the operator response time. Decision-making and control are investigated in order to develop the automating strategies. In decision-making, diagnostic trees are established to automate the diagnostic tasks for selecting appropriate emergency operations, and the decision-making procedure is developed to automate some decisions which must be made on a plant- and event-specific basis. In control, cooldown is planned by establishing operational goals, forming strategies, and specifying operational means and constraints. The reference set points of the controlled parameters are adaptively adjusted through fuzzy reasoning for optimal cooldown and depressurization. Regarding operator aid, a real-time diagnostic methodology using wavelet transform and pattern matching is developed in this investigation. In this method, plant transient signals are transformed through wavelet transform with upsampling during an interested event. Then, the calculated wavelet coefficients are binarized using least squares fitting, which results in a binarized time-signal pattern. Some time-signal patterns are then superposed in case there are some variations on the same event according to core life and reactor power. The superposed pattern is treated as the diagnostic pattern of the event. Pattern matching is adopted, where both the similarity test between a diagnostic pattern and an arbitrary unknown time-signal pattern and the vigilance test between the winner pattern and the unknown pattern superposed on the winner one are performed in order to identify the causal event of the unknown pattern. The proposed HMI has been evaluated through static and dynamic evaluation. From the evaluation results, it can be concluded that the HMI enables the operator to terminate or mitigate plant disturbances early. After sufficient validation, the concept and the design features of the proposed HMI will be reflected in the design of the main control room of the Korean Next Generation Reactor. The validation of the automating strategies was carried out using the micro-simulator for the Kori nuclear unit 2 with steam generator tube rupture events. The results indicated that the automated emergency operation successfully drove the plant at full power to a cold shutdown state with all the operational constraints satisfied. In addition, the diagnostic methodology developed was validated with some representative events in NPPs using the micro-simulator of the Kori nuclear unit 2. At the validation tests, the diagnostic methodology turned out to be applicable to practical problems such as event diagnosis and sensor failure diagnosis.
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