• Title, Summary, Keyword: 가압경수형 원자로

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Estimation of Discharged Amounts of U and Pu Nuclides from the PWR Spent Fuels in Korea (국내 가압 경수형 원자로의 사용후 핵연료에서 잔류하는 U과 Pu핵종의 발생량 추정)

  • Lim, Chae-Jun;Kang, Chang-Sun
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • v.20 no.3
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    • pp.165-169
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    • 1988
  • As a part of tandem fuel cycle feasibility study, the residual U and Pu nuclide contents of PWR spent fuels are computed using ORICEN2 code for each Korea Nuclear Unit and batch to investigate the potential of utilizing them as CANDU fuels. The annual and accumulated discharged amounts of U and Pu nuclides are computed for the PWRs from KNU 1 through KNU 10. The results of computation show that the spent fuels having 0.7-0.8 w/o U-235 are dominant and considerable amounts of fissile Pu are produced. The enrichment of U-235 is less than the expected 0.8-0.9 w/o U-235 since the burnups offered by KEPCO are higher than those of other PWRs.

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CANDU형 원자로의 소개

  • 한국원자력산업회의
    • Nuclear industry
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    • no.9_10
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    • pp.33-37
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    • 1982
  • 현재 우리나라는 고리원자력발전소 1호기 1기를 운전중에 있으며 8기를 건설하고 있는데 월성원자력발전소 (CANDU-PHW) 1기를 제외하면 모두 가압경수형원자로 (PWR)인바, 유일한 중수로인 월성원전의 상업운전개시가 금년말로 예상되고 있어 CANDU형원자로의 역사와 특성을 대략적으로 알아보고자 한다.

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원자로 자동 탐상 시스템

  • 김재희
    • Nuclear industry
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    • v.23 no.3
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    • pp.42-48
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    • 2003
  • 가압 경수로는 원통형의 원자로 용기 안에서 핵물질을 반응시켜 고온$\cdot$고압의 물을 생성하는데 이 원자로 용기는 환형 주조물들을 서로 용접하여 만들어진다. 이 원자로 용기의 건전성을 확인하기 위해서는 용접부위에 결함이 발생되었는지를 주기적으로 정확하게 검사해야 한다. 한국원자력연구소는 원자력발전소의 핵심 기기인 원자로 용기의 용접부 결함을 수중에서 자동으로 검사, 탐지할 수 있는 $\ulcorner$원자로 자동 탐상 시스템$\lrcorner$을 개발하여, 울진 원전 6호기용 원자로 용기에서 실증 실험을 수행하였다. 이 원자로 자동 탐상 시스템은 물방개처럼 생긴 수중 탐상 로봇이 그 핵심으로서 이 로봇은 원자로 용기의 내벽을 타고 다니면서 수중 초음파 검사를 수행할 수 있는 획기적인 시스템이다. 본고에서는 개발된 원자로 자동 탐상 시스템을 소개하고자 한다.

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A Feasibility Study on the Computational Model for Assessing Cerium Behavior in the Reactor Vessel Lower Head of Pressurized Light Water Reactor under Severe Accident (중대사고시 가압경수형 원자력발전소 원자로용기 하부헤드내의 노심용융물 거동 평가를 위한 전산모델에 대한 타당성 연구)

  • 조용진;이석호;이종인;전규동
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.824-829
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    • 1998
  • 미국의 개량형 원자력 발전소 개념설계단계에서 중대사고시 사고완화를 위한 전략으로 원자로 압력용기 외부냉각 개념이 제안되었다. 중대사고 진행과정에서 노심용융물이 원자로 압력용기 하부헤드로 재배치 되었을 때 압력용기 외벽을 냉각함으로서 노심용융물을 압력용기 내부에 가두어 두어 격납건물 내로의 유출을 방지하는 방식이다. 이 연구에서는 원자로 압력용기 하부헤드 내의 노심용융물 거동중 자연 순환에 의한 거동을 수치적으로 모의하여 보았다. 연구결과, 정상상태의 온도 및 속도분포는 현상학적으로 적절하게 모의되나 고화와 액화의 경우에는 고유모델의 필요성이 요구되었다.

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가압중수형 원자로의 주증기관 파단사고 대처를 위한 운전기법

  • 권종수;박성훈;김성래
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.327-332
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    • 1995
  • 가압중수형 원자로의 원자로건물내 주중기관 파단사고는 냉각재 상실사고와는 달리 핵연료 건전성이 유지됨에도 불구하고 파단 부위를 통한 과도한 중기 방출에 따른 일차측 급냉 및 감압에 의하여 경수를 수원으로 사용하는 비상노심냉각 계통(Emergency Core Cooling System:ECCS)의 작동으로 인하여 일차측 중수의 규정농도가 규정치 98% 이하로 저하되어 교체 또는 승급을 요하는 막대한 경제적 손실을 초래 할 수 있다. 원자로건물내 주중기관 파단사고시 비상노심냉각계통의 작동을 방지 또는 지연시키기 위한 운전기법으로 이차측 급수의 차단을 고려하였다. 주증기관 파단크기 50% 이하 범위에서는 원자로 정지후 급수 차단을 통해 비상노심냉각계통 작동을 막을 수 있음이 평가되었다.

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피동형원자로의 안전설비 설계인자 및 캔드모타 펌프 관성 변화에 따른 민감도 분석

  • 최철진;정법동;김성오;황영도;장문희
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.517-524
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    • 1995
  • 가압경수형 피동형 원자로의 대표적인 노형인 미국 westinghouse사의 AP600을 참조발전소로하여 피동형기기 용량 및 캔드형 원자로냉각재 펌프의 관성에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 분석결과 축압기 및 노김보충수탱크는 용량을 20% 감소시킨 경우에 대해서도 핵연료 피복재 온도는 설계기준치를 충분한 여유도를 가지고 만족하고 있는 것으로 분석되었으며, 중력과 밀도차이에 의하여 형성되는 자연대류를 이용하는 피동잔열제거계통의 성능은 초기조건보다는 기기의 용량과 위치에 더 큰 영향을 받는 것으로 나타났다. 또한 원자로냉각재 펌프의 관성이 증가함에 따라 DNB 여유도가 증가하며 저관성일 경우 trip system의 지연시간이 중요한 것으로 나타났다.

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Evaluation of Reference Temperature on Pressurized Thermal Shock for Domestic Pressurized Water Reactors (국내 가압경수형 원자로에 대한 가압열충격 기준온도 평가)

  • Choi, Young Hwan;Park, Jeong Soon;Jhung, Myung Jo
    • Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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    • v.6 no.2
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    • pp.42-46
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    • 2010
  • The evaluation method for the failure frequency of reactor vessel under pressurized thermal shock(PTS) is developed using probabilistic fracture mechanics. The probabilistic reactor integrity evaluation code, named R-PIE code, is developed. The validity and uncertainty of the R-PIE code is investigated. The reactor failure frequencies under PTS for Kori-1 nuclear power plant and other type of domestic nuclear power plants are evaluated. The reference PTS temperature for domestic nuclear power plants is obtained for the rule making against PTS failure.

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Study on the Numerical Analysis of Nuclear Reactor Kinetics Equations (원자로 동특성 방정식의 수치해석에 관한 연구)

  • Jae Choon Yang
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • v.15 no.2
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    • pp.98-109
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    • 1983
  • A two-step alternating direction explicit method is developed to solve the space-dependent reactor kinetics equations in two space dimensions. As a special case in the general class of alternating direction implicit methods, this method is analysed for accuracy and stability. To test the validity of this method it is compared with the implicit-difference method used in the TWIGL program. It is shown that the two methods are closely related. The time dependent neutron fluxes of the pressurized water reactor (PWR), during control rod insertion, and, of the CANDU-PHW reactor, in case of postulated loss of coolant accident, are obtained from the numerical calculation results.

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