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제어봉 구동장치 제어기기 설계 및 검증에 관한 연구
Study of Design and Verification for Control Rod Control System 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.28 no.5 = no.224, 2004년, pp.593 - 602  

육심균 (두산중공업 기술연구원) ,  이상룡 (경북대학교 기계공학부)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

We have developed a digital control rod control system not only to improve its performance but also to improve its reliability and speed of response so that it can replace the old fashioned analog system. However, a new developed digital control system should be tested to prove the validity by using...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 되지 않음을 확인하였고 원자로의 비정상상태에 대한 상황을 모의하여 구현된 제어 알고리즘이 정확히 대처하는가를 확인해 보았다.
  • 이러한 아날로그 계측제어 계통의 노후화 문제를 해결하기 위해 디지털 계측제어계통의 개발은 필연적이다. 또한 산업 현장의 대용량 정보처리, 시스템의 신뢰성 향상, 확장능력확보 및 자동화, 표준화된 기기의 사용으로 유지보수 능력 향상 등의 장점을 얻고자 한다.(3) 아날로그 계측제어 시스템을 디지털 계측 제어시스템으로 개선하기 위해서는 앞서 언급했듯이 하드웨어 및 소프트웨어에 대한 확인 및 검증작업이 필요하다.
  • 본 시험은 제어봉인출/삽입 신호에 따라 전력함이 제어봉 코일에 전류를 정확하게 인가하는지를 검증하기 위한 방법으로 수동 조작 또는 자동운전일 때의 코일에 인가된 전류 파형 및 제어봉 동작의 정확성을 검증코자 한다.
  • 본고에서는 웨스팅 하하우스 형태의 가압경수로에 대한 기존 아날로그 제어봉구동장치 제어기기를 디지털 제어 시스템으로 개선한 후 실제 발전소에 적용하기 이전 단계에 검증 설비를 이용하여 피시험체의 제어 알고리즘과 하드웨어에 대한 신뢰성 및 안전성 검증에 관하여 논하고자 한다. 기존의 아날로그 시스템인 원전 제어봉구동장 치제어기기의 특징 및 기능 분석을 통해 디지털 시스템으로 설계변경하는 과정에서 기존 시스템의 기능 및 성능면에서 응답성, 연계성 및 신뢰성을 향상시킬 수 있도록 설계하였다.

가설 설정

  • 4는 제어함의 각랙과 전 원장치에 대한 불가용도 분석(RBD) 모델링을 나타내고 있다. 각 부품의 평균 수리 시간인 MTTR(Mean Time to Repair)은 4시간으로 가정하였고, 목표 평균 고장간 시간(MTBF)은 3년으로 설정하였다. 구현된 제어함의 불가용도 분석 모델링은 논리적인 형태로 연결되어지며, 이를 통해 제어함의 수명과 불가 용도를 분석하였다.
  • 이루어졌다.고장률 예측에 대한 환경 조건은 각 카드가 이동성이 한정되어 있으며, 온도 및 습도가 가변적이고, 유지보수가 용이한 환경 조건인 그라운드 비나 인(Ground Benign)을 적용하였고, 대기 온도는 259로 가 정하였다. 부품의 품질 등급을 알 수 없는 경우에는 가장 낮은 등급으로 분류하였다.
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참고문헌 (11)

  1. Kwon, K. C., Song, S. J., Park, W. M. and Lyu, S. P., 1999, 'The Real-Time Functional Test Facility for Advanced Instrumentation and Control in Nuclear Power Plants,' IEEE Transactions on Nuclear Science, Vol. 46, No. 2, pp. 92-99 

  2. EPRI, 1990, 'Advanced Light Water Reactor Requirements Document,' pp. 200-225 

  3. Edwards, R. M., Lee, K. Y. and Hughes, D. E., 1996, 'Tested for Nuclear Plant Instrumentation and Control Validation,' in Proc. American Nuclear Society Int. Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation, Control and Human Machine Interface Technologies, University Park, PA, USA, May 6-9, pp. 287-294 

  4. IEEE, 1987, 'IEEE Guide for general Principles of Reliability Analysis of Nucler Power Generating Station Safety System,' ANSI/IEEE Std. 352 

  5. Department of Defense, 1995, 'Reliability Prediction of Electronic Equipment,' MIL-HDBK-217F 

  6. Isograph, 2001, 'Reference Manual of Reliability Workbench,' pp. 337-347 

  7. Otaduy, P. J., Brittain, C. R., Rovere, L. A. and Gove,N. B., 1991, 'Supervisory Control: Conceptual Design and Testing in ORNL's Advanced Controls Research Facility,' in Proc. AI91: Frontiers in Innovative Computing for the Nuclear Industry, Jackson, WY, USA, Sept. 15-18, pp. 170-179 

  8. Carcia, H. E., Vilim, R. B. and Dean, E. M., 1997, 'Hierarchical Control of Reactor Inlet Temperature in Pool Type Plants-II : Implementation and Results,' Nucl. Sci. Eng., Nucl. Sci. Eng., Vol. 125, pp. 337-347 

  9. UHRIC, R. E., 1989, 'Opportunities for Automation and Control of the Next Generation of Nuclear Power Plants,' Nuclear Technology, Vol. 88, pp. 157-162 

  10. KOPEC, 2002, 'Control Element Drive Mechanism Control System Design Specification,' pp. 24-64 

  11. KEPCO, 1980, 'Control Rod Drive Mechanism Control System,' pp. 337-347 

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