Overshoot에 구속조건을 갖는 원자여의 시간최적제어

곽은호 대한전자공학회 1975 전자공학회지 Vol.12 No.4

원자로의 출력을 초기상태에서 요구표적 상태로 증가시켜 주는 과도기간중 출력의 Overshoot가 생기는데 이 Overshoot에 구속조건을 두는 것은 원자로를 제각함에 있어 안전사 매우 중요하다. 따라서 출력이 요구 최대허용 구동영역을 넘지 않도록 반응도를 조절하면서 초기값(no, co)에서 최종같인 요구값(2no,2co) 또는 (1. 5no,1.5co)로 출력을 증가시키는데 최대원리(Maximum principle)를 적용하였다. 그리고 이때의 스위청점, 스위청시간 및 최적제각 반응도를 구하였다. The power overshoot is rises in the output during the transient period when the output of nuclear reactor is increased from the initial state to the desired target state and certain amount of constraint on power level is of primary importance for safety control of nuclear reactor. Therefore, the maximum principle is applied to this process control in transfering its power from the initial state(no, co) to the final target state(2no, 2co or 1.5no, 1.5co), adjusting the reactivity so that its overshoot is limited within the allowable constraint required. In this case, the switching points, switching times, optimal lima and optimal control reactivity are calculated. The power overshoot is rises in the output during the transient period when the output of nuclear reactor is increased from the initial state to the desired target state and certain amount of constraint on power level is of primary importance for safety control of nuclear reactor. Therefore, the maximum principle is applied to this process control in transfering its power from the initial state(no, co) to the final target state(2no, 2co or 1.5no, 1.5co), adjusting the reactivity so that its overshoot is limited within the allowable constraint required. In this case, the switching points, switching times, optimal lima and optimal control reactivity are calculated.

사용후핵연료 수송용기의 개발

곽은호 한국원자력산업회의 1984 원자력산업 Vol.4 No.4

원자로에 있어서 Xenon 독소의 최적제어

곽은호,고병준 대한전자공학회 1976 전자공학회지 Vol.13 No.5

고속열중성자로에서 정상 운전중인 원자로를 운전정지하였다가 재가동할 때 가장 문제가 되는 것은 핵분열 생성물인 Xe135의 독소작용이다. 이것은 Xe135가 원자로 출력에 영향을 주는 열중성자에 대한 흡수단면적이 크고 그의 반감기가 길기 때문이다. 그러므로 원자로의 일시적 운전정지가 요구될 때 이의 재가시에는 반듯이 이 독소를 능과할 수 있는 충분한 초과반응도를 가해 주던지, Xe135가 붕괴되어 그의 농도가 줄어든 이후에야 원자로의 재가동이 가능하게 된다. 위와 같은 문제는 사실상 원자로 운전시 안전성 뿐만 아니라 경제성에도 큰 영향을 주고 있다. 본 논문에서는 이 점을 고려하여 Pontoyagin의 최대원리를 이용하여 운전정지를 최적화시키므로서 언제든지 원자로를 전출력으로 재가동할 수 있도록 운전정지 방법을 개선하였다. 그러나 제어과정에서나 그 이후에도 X, 농도는 제어된 허용치를 넘지 않고 최소시간 이내에 모든 제어를 끝내도록 하였다. The buildup of fission product, i.e. Xe-135 poisoning, is a prime factor in restarting a nuclear reactor from the shutdown, which was under normal operation in the high flux thermal reactor, It is caused by the high absorption crosssection of Xe-135 to thermal neutrons and its long half life, from which the thermal power is affected. It is then possible to restart a nuclear reactor after the sufficient excess reactivity to override this poisoning must be inserted, or its concentration is decreased sufficiently when its temporary shutdown is required. As ratter of fact, these have an important influence not only on reactor safety but also on economic aspect in operation. Considering these points in this study, the shutdown process was cptimized using the Pontryagin's maximum principle so that the shutdown mirth[d was improved as to restart the reactor to its fulpower at any time, but the xenon concentration did not excess the constrained allowable value during and after shutdown, at the same time all the control actions were completed within minimum time from beginning of the shutdown. The buildup of fission product, i.e. Xe-135 poisoning, is a prime factor in restarting a nuclear reactor from the shutdown, which was under normal operation in the high flux thermal reactor, It is caused by the high absorption crosssection of Xe-135 to thermal neutrons and its long half life, from which the thermal power is affected. It is then possible to restart a nuclear reactor after the sufficient excess reactivity to override this poisoning must be inserted, or its concentration is decreased sufficiently when its temporary shutdown is required. As ratter of fact, these have an important influence not only on reactor safety but also on economic aspect in operation. Considering these points in this study, the shutdown process was cptimized using the Pontryagin's maximum principle so that the shutdown mirth[d was improved as to restart the reactor to its fulpower at any time, but the xenon concentration did not excess the constrained allowable value during and after shutdown, at the same time all the control actions were completed within minimum time from beginning of the shutdown.

Mazimum Principle을 이용한 원자로의 시간 최적제어

곽은호 대한전자공학회 1974 전자공학회지 Vol.11 No.3

Pontryagin의 최대원리의 놀라운 방식을 써서 원자로에 있어서 최적제어 switching시간과 최적제초 switching 점을 구하였다. 그리고 원자로의 초기상태에서 그의 목표상태로 출력을 변환시킬 때의 제어궤적을 시간최적제어 방식을 이용하여 주어진 원자로의 parameter 값과 piecewise constant 입력값에 따라 최적화 시켰다. The maximum principle of Pontryagin provides the celebrated method to obtain the optimum control switching time and switching points on the nuclear reactor. The control trajectories transfered from its initial state to the target state are optimized based on time optioptimal control method with the given reactor parameters and the piecewise constant input values.

CANDU형 사용후 핵연료 다발 일련번호 확인을 위한 육안검사 장치 개발 및 적용

박승식,윤완기,이영길,나원우,곽은호 韓國非破壞檢査學會 1999 한국비파괴검사학회지 Vol.19 No.2

월성 1호기 완전의 경우에, 사용후 핵연료 저장조 공간을 확보하기 위해서 약 7년 동안 저장조에서 냉각된 사용후 핵연료를 건식저장고로 매년 이송하고 있다. 년간 2개월이 소요되는 핵연료 이송은 국제원자력기구와 국가의 핵물질 계량 관리검사를 위한 많은 인력과 비용을 필요로 하는 공정이다. 사용후 핵연료 일련번호 확인은 고방사선장인 약 6m깊이의 저장조속에서 진행되어야 하므로 검사 장비의 유지와 운영이 어렵다. 이 조건에서 CANDU형 사용후 핵연료 다발 일련번호를 확인할 수 있는 장치를 설계·제작하여, 국가 안전 조치 검사현장에 적용하였다. 본 육안검사 장치는 간단한 조작에 의해 수조속의 사용후 핵연료 다발 일련번호를 한정된 검증 시간내에 정확히 읽을 수 있었고, 간편하게 운영될 수 있었다. 안전 조치 검사관은 본 장치를 이용하여 검증 활동을 효과적으로 수행할 수 있는 검사 장비인 것으로 평가되었다. 본 육안검사 장치는 일련번호 확인의 정확성과 재현성 그리고 운영상의 편리성 등에서 기존 장치에 비해 좋은 결과를 보여 주었다. SCAI(spent CANDU fuel bundle serial number identifier) was developed to read serial numbers of spent fuel bundles in the spent fuel storage. For the purpose of effectively identifying the serial number of fuel bundle, SCAI was composed of underwater camera & light part, guiding & supporting part and control & monitor part. So it is easy to assemble and disassemble, and operate,. It was tested to read serial numbers of spent fuel bundles loaded in basket during the recent spent fuel transfer campaign at Wolsong Unit 1. And it was also applied to read serial numbers of spent fuel bundles discharging from the initial core at Wolsong Unit 3 by slight change of camera and light. Inspectors could easily operate SCAI after several practices in the storage pond, which was a user friendly. And SCAI provided clear and immediate picture for identification of serial numbers of spent fuel bundles. It was interally evaluated that SCAI greatly contributed to cut inspection efforts for national and international safeguards at Wolsong power plant.

核燃料 輸送容器에 對한 核臨界分析

閔德基,魯聖基,郭殷鎬 대한방사선 방어학회 1984 방사선방어학회지 Vol.9 No.2

KSC-1 核燃料 輸送容器에 對한 核臨界分析을 KENO-Ⅳ 몬테칼로 電算코드와 AMPX 電算코드係로부터 生産한 CSLIB19 19-에너지群 斷面績 資料를 써서 遂行하였다. 이때 美國 B&W社 CX-10 核臨界裝置를 대상으로 KENO-Ⅳ 및 CSLIB 19斷面績 시스템에 대한 檢證計算을 遂行한 後, 이 시스템의 타당성을 먼저 確認하였다. 核臨界分析 結果, 1個의 加壓輕水爐 使用後 核燃料集合體를 운반할 수 있는 核燃料輸送容器는 正常的인 輸送條件뿐만 아니라 假想的인 輸送事故條件下에서도 核臨界 關한 限 安全한 것 같았다. Criticality analyses of the KSC-1(Korean Shipping Cask-1) spent fuel shipping cask have been performed with the help of KENO-Ⅳ Monte Carlo computer code and 19-group CSLIB 19 cross section set which was generated from AMPX modular system. The analyses followed a benchmark calculation which has been made with regard to the B & W CX-10 criticality facility in order to validate the Monte Carlo code and cross section set as described above. The KSC-1 shipping cask seems to be safe in the criticality point of view for the transport of one PWR spent fuel assembly under the normal conditions as well as the hypothetical accident conditions.

여전히 성령을 슬프게 하는 더 많은 것들

심슨, A. B.,곽은호 기독교대한성결교회 활천사 1996 활천 Vol.514 No.-

Minimum Detectable Radioactivity Concentration of Atomospheric Particulate Measurement System for Nuclear Test Monitoring

Shin,Jang-Soo,Kwack,Eun-Ho,Choi,Jong-Seo,Yoon,Suk-Chul,Kim,Jong-Soo 대한방사선 방어학회 1997 방사선방어학회지 Vol.22 No.2

최근 포괄적 핵실험금지조약(Comprehensive Test Ban Traety : CTBT)의 체결은 전세계적으로 핵활동 감시 네트워크를 구축하는 것이다. 핵실험금지 위원회의 전문가들은 대기 방사성핵종의 측정을 핵실험감시에 필수적인 요소로 제안하였으며, 이에 따른 기술적 요구사항을 제시하였다. 본 연구는 이를 근거로 핵활동으로부터 생성된 핵분열생성물을 검출하기 위하여 고성능 공기채집장치(High Volume Air Sampler : HVAS)와 여과지 압축기 그리고 고순도 게르마늄 반도체검출기(HPGe)로 대기 입자 방사성핵종 측정 시스템을 구성하였다. 조속한 시일 내에 탐지와 최적의 측정 조건으로 본 시스템을 운영하기 위하여 CTBT감시 전략에서 주요 핵종들이 대한 최소검출 방사능 농도(Minimum Detectable Concentration : MDC)를 decay time, counting time 그리고 sampler volumetric flow rate 등을 고려하여 결정하였다. 그 결과 각각 10±2h, 20±2h, 850±50㎥/h 정도로 선정하였다. 감마선 스펙트럼 분석에서 212Pb 방사능 농도의 변화는 Compton continuum의 baseline에 영향을 미치게 되므로 이에 기인한 MDC관계식을 도출하였다. 이들 결과는 CTBT 감시 전략에 실제적인 도구로 사용될 수 있을 것으로 사료된다. Recently, the conclusion of Comprehensive Test Ban Treaty(CTBT) is globally constructing a network system for nuclear test monitoring. The radionuclide experts of the Conference on Disarmament recommended that the detection of nuclear debris in the atmosphere was an essential factor of nuclear test monitoring and proposed the technical requirements. Rased on those requirements, atmospheric radionuclide monitoring system to detect nuclear debris generated from the nuclear explosion test was composed. The system is comprised of high volume air sampler(HVAS), filter paper presser and high purity germanium detector(HPGe). Minimum detectable concentrations(MDCs) of the key nuclides requiring in CTBT monitoring strategies are determined by considering of decay time, counting time and flow rate of the high volume air sampler for the rapid explosion and the optimum measurement condition. The results were selected 10±2h, 20±2h and 850±50m3/h as parameters, respectively. The relation between the natural air-bome radionuclide concentration of 212Pb and MDC were calculated which gave effect in the Compton continuum baseline due to those nuclides in the gamma-ray spectroscopy. These results can be used as an actually tool in the CTBT monitoring strategies.

KSC-7 사용후핵연료 수송용기 핵임계해석

윤정현,최종락,곽은호,이흥영,정성환,Yoon, Jung-Hyun,Choi, Jong-Rak,Kwak, Eun-Ho,Lee, Heung-Young,Chung, Sung-Whan 대한방사선방어학회 1993 방사선방어학회지 Vol.18 No.2

본 연구에서는 사용후핵 연료를 안전하게 수송할 수 있는 수송용기의 여러 가지 설계 항목중에 수송용기 내부에 장전한 핵연료에 의한 핵임계반응을 방지하기 위한 핵임계해석을 수행하였다. 핵임계 해석에 사용한 HANSEN-ROACH-KENO-Va 전산시스템에 대한 검증계산을 수행하였고 수송용기의 핵임계측면에서의 안전성을 확보하기 위해 가능한 보수적인 가정을 하여 어떠한 경우에도 수송용기에 장전된 핵연료가 임계상태에 도달하지 않도록 수송용기 내부의 구조 및 적절한 핵임계 방지제를 선택하였고 정상수송 및 가상사고 조건 등에 대한 해석을 수행하였다. 그 결과 KSC-7 수송용기 의 설계조건을 만족하고 핵임계측면에서의 안전성을 보장할 수 있는 재료 및 구조에 대한 결론을 해석적으로 도출하였다. The criticality of the shipping cask(KSC-7) for transportion of 7PWR spent fuel assemblies has been calculated and analysised on the basis of neutron transport theory. For criticality analysis, effects of the rod pitches, the fixed neutron absorbers(borated sus+boral) were considered. The effective multiplication factor has been calculated by KENO-Va, Mote Carlo method computer code, with the HANSEN-ROACH 16 group cross section set, which was made for personal computer system. The criticality for the KSC-7 cask was calculated in terms of the fresh fuel which was conservative for the aspects of nuclear critility. From the results of criticality analysis, the calculated Keff is proved to be lower than subcritical limit during normal transportation and under hypothetical accident condition. The maximum calculated criticalities of the KSC-7 were lower the safety criticality limit 1.0 recommended by US 10CFR71 both under normal and hypothetical accident condition. Also, to verify the KSC-7 criticality calculation results by using KENO-Va, it was carried out benchmark calculation with experimental data of B & W(Bobcock and Wilcox) company. From the 3s series of calculation of the KSC-7 cask and benchmark calculation, the cask was safely designed in nuclear criticality, respectively.

웹기반의 핵물질 계량관리시스템의 설계 및 구현

송대용,이병두,곽은호,류근호 한국산업정보학회 2000 한국산업정보학회 학술대회논문집 Vol.2000 No.11