한국원자력학회:학술대회논문집 (Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference) (Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference)
한국원자력학회 (Korean Nuclear Society)
- 반년간
한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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열출력 108㎿
$_{t}$ 급의 소형 원자로를 설계하였다. 설계 제한 조건으로 2년의 재장전 주기, 무붕산 노심, 저 출력 밀도를 채택하였고, 핵연료 집합체의 설계는 울진 304호기의 사양을 그대로 사용하였다. 노심 출력 준위 제어는 제어봉만으로 가능하도록 하였다. CASMO-3와 KINS-3를 통해 설계된 노심의 주기 길이 만족 여부 확인, 첨두 계수, 감속재 온도 계수, 출력 계수 등을 계산하였다. 설계 결과, 한국 표준 원전 핵연료집합체 사양으로 저출력 밀도의 소형인자로를 무붕산 운전으로 가정하여 설계 가능함을 알 수 있었으며, 감속재 온도 계수가 음의 안전성을 갖고 있으며, 가연성 독봉의 축방향 Zoning이 필요하며, 기존 상용로의 경우 보다 독봉을 많이 사용되어야 하며, 제어봉이 서양 장기판처럼 배치될 정도로 많이 사용되어야 함을 알았다. -
국내 핵연료 가공시설에 대한 핵임계 안전성을 가상 사고 조건하의 핵임계 상태를 확인하는 방법으로 평가하였으며, 이미 사용되어왔던 설계 안전 변수의 안전성도 검증하였다. 또한 MOX 핵연료 가공시설에 대한 안전 변수도 같은 방법으로 산출하였다. SCALE system을 사용하여 임계도 계산을 수행한 결과, 국내
$UO_2$ 핵연료 가공시설과 이 시설에 적용된 안전 변수는 극단적인 사고시에도 핵임계 측면에서 충분한 여유도를 가지고 있있다. -
The good features of the analytic function expansion nodal (AFEN) method are utilized to develop a practical scheme jot the multigroup diffusion problems, in combination with the polynomial expansion nodal (PEN) method. The thermal group fluxes exhibiting strong gradients are solved by the AFEN method[1-6], while the fast group fluxes that are smoother than the thermal group fuzes are solved by the PEN method[7-9]. The scheme is applied to a MOX-fuel loaded core with good results.
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Considering the higher discharge burnup, lower channel refuelling rate, lower linear element rating(LER), lower coolant void reactivity and axial power shape, CANFLEX-RU fuel bundle is optimized for CANDU-6 by grading the fissile composition in the ring-wise of the bundle and by applying fuel management scheme appropriately. The fissile composition of the fuel bundle is graded as the recovered uranium (0.9 w/o U-235) in the outer and intermediate elements, depleted Uranium (0.2 w/o U-235) in the center element, natural uranium (0.71 w/o U-235) in the inner elements. Enrichment is not required for these fuel. The fissile composition is optimized by lattice calculation and by time-averaged reactor simulation. CANFLEX-RU optimized for CANDU-6 resulted to be the 15% lower channel refuelling rate, acceptable axial power profile and power envelope, 70% higher discharge burnup, 15% lower LER and not increase coolant void reactivity compared with the 37-element natural uranium bundle for CANDU-6.
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A parametric study bas been performed for the various refueling schemes of CANDU 6 reactor loaded with reference DUPIC fuel. The optimum discharge burnup was determined such that the peak bundle power is minimized for the equilibrium core. Based on the results of instantaneous core calculation using patterned random age distributions, it was decided to perform the refueling simulations only for 2-bundle and 4-bundle shift refueling schemes. The 600 FPD simulation has shown that the operational margins of the channel and bundle power to the license limits are 7.9% and 17.1%, respectively, for 2-bundle shift refueling scheme. The 4-bundle shift refueling scheme also satisfies the license limits and the operational margins of the channel and bundle power are 7.1% and 9.8%, respectively. The result of refueling simulation indicate the possibility of using reference DUPIC fuel in current CANDU 6 reactor.
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피동 및 고유안전 개념을 중점적으로 적용하고 운전유연성을 극대화하는 설계특성을 갖는 신형 원자로 노심개념 설정연구를 수행하였다. 노심의 출력은 피동안전개념 등과 같은 신기술의 적용이 용이하도록 600MWe급의 중·소형으로 설정하였다. 신형원자로는 무붕산 저출력밀도 노심개념을 채택하여 원자로 계통의 단순화와 낮은 선출력밀도로 원자로의 안전여유도가 제고될 수 있는 것으로 판단된다. 또한 모든 운전영역에서 음의 감속재 반응도계수가 보장되고 사각형 격자에 비해서 더 큰 값을 나타내므로 원자로의 고유안전성과 향상된 운전성능을 보장할 수 있다. 육각형 집합체내의 핵연료봉 직경 및 봉간거리에 대해 열수력적 관점에서 최적화 계산을 수행한 결과, 참조 모형으로 선정한 핵연료 집합체는 와이어랩 지지격자를 사용할 경우 열수력적으로 최적 설계치에 가까운 것으로 분석되었다.
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CANDU형 원자로의 노심해석을 위해 핵연료 격자 및 반응도 설비(reactivity devices)에 대한 2군 군정수가 필요하다. 특히 CANDU형 원자로의 노심해석에 있어서 반응도 설비나 구조물은 증분격자 상수(Incremental Cross Section)에 의해 묘사된다. 현재 CANDU형 원자로의 반응도 설비의 증분격자 상수를 계산하기 위해 MULTICELL 코드를 사용하여 계산하고 있다. 그러나 weak absorber에 대해 기존의 증분격자 상수를 이용하여 계산한 반응도가는 시운전(Phase-B)조건에서의 노물리 시험치보다 다소 과소평가하고 있다. 본 연구에서는 증분격자 상수 계산 방법의 개선 방향을 모색하기 위해 SHETAN 및 MCNP 코드로 단일 격자에서의 반응도가를 계산하여 비교, 평가하였다. HCNP 계산의 결과는 조정봉(Adjuster rods)과 흡수봉/정지봉 (Mechanical Control Absorber/Shutoff rod)은 MULTICELL의 계산 결과보다 적으며, 경수영역 조절기(Liquid Zone Controller)는 크게 나타났다. 또한 SHETAN 코드를 이용한 결과는 MULTICELL의 결과보다 약간 크게 나타났다.
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이 논문의 목적은 육방형 핵연료집합체로 구성된 3차원 노심을 해석하기 위한 다항식전개법을 개발하는 것이다. 이를 위해 3차원 육방형 핵연료 집합체를 6개의 3차원 프리즘노드로 분할하였다. 그리고 각 꼭지점에서의 점중성자속, 프리즘 각면의 면중성자속과 노드평균중성자속을 미지변수로 하여 다항식전개법에 의해 프리즘노드내의 중성자속분포를 근사하였다. 각 중성자속간의 관계식으로서 프리즘노드내에서의 노달중성자평형식, 두 노드사이의 면에서의 중성자류 연속관계식, 각 꼭지점에서의 중성자누설평형식을 사용하였다. 다항식전개법은 해석함수 전개법에 비해 약 3배정도 빠르며 4군확산방정식에도 훌륭이 적용되었다. 그리고 VVBR-1000 3차원 벤치마크 문제에서 최대출력오차 2.6%, VVER-440 3차원 벤치마크 문제에서 12 평면과 24평면으로 나눈 경우 각각 최대출력오차 15%와 6.6%, SNR 3차원 문제에서 8 평면과 16 평면으로 나눈 경우 각각 최대오차 5.4%와 2,6%를 보였다.
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최근 선진 원자력 개발국들이 새로운 평가 핵자료집들을 계속하여 공개하고 있다. 이 핵자료들을 노심 채석에 적용하기 위한 연구의 일환으로 최근에 발표된 ENDF/B-V1.2 평가 핵자료집을 이용하여 CASMO-3의 단면적 Data Library를 만들어 검증해 보았다. 평가 핵자료집의 개선 정도와 계산상으로 만들어진 Library와 실제 사용되는 Library의 차이를 알아보기 위하여 BNDF/B-IV도 같이 처리하여 검증하였다. 유효증배계수와 integral parameter들을 비교한 결과 ENDF/B-VI의 유용성과 일관성이 입증되었고, 단면적 Library의 수정 작업에 관한 연구의 필요성도 제기되었다.
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이중 또는 삼중으로 탄소 피막된 핵연료 입자를 Graphite 소결체에 채워넣은 핵연료를 설계하고, 이에 대한 핵적 타당성을 검토하고자 하였다. 핵계산 체계로서 CASMO-3가 갖는 Spatial Self-shielding 효과의 문제, 코드의 계산 방식 문제, 핵자료 결손 문제를 검토한 후 보정 계수를 산출하려 하였다. CASMO-3의 정확도는 MCNP-4A를 통해 검증하였는데, 비균질한 소결체 내부를 균질화 함으로서 야기되는 Spatial Self-Shielding 효과는 임계도의 차이가 거의 없는 것으로 확인되어졌고, 계산 코드의 차이로 인한 효과 또한 무시할 수 있었다. 그러나 CASMO-3의 핵자료에서 탄소와 실리콘의 자료 부족은 임계도 차이가 0.06184정도로 다소 차이가 나기 때문에 보정이 필요함을 확인하였으나 CASMO-3 자체의 유용성에는 문제가 없었다.
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핵연료집합체 연소도 계산용 전산코드인 CASMO-3를 도입하여 한국고유핵설계체계를 개발하기 위해서는 CE형 핵연료집합체의 핵적특성을 파악하는 것은 필수적이다. 따라서, CASMO-3와 몬테칼로 전산코드인 MCNP-4A를 이용하여 CE형 16
$\times$ 16 핵연료집합체에 대한$K_{inf}$ 및 봉출력 분포를 비교 분석하였다.$K_{inf}$ 의 경우는 CASMO-3에 의한 계산 결과가 0.5% 이내에서 MCNP-4A의 계산 결과와 일치하였으며, 봉출력분포의 경우도 제어봉 주변이나 Gd$_2$ O$_3$ 독봉을 제외하고는 CASMO-3에 의한 계산 결과가 MCNP-4A의 계산 결과와 거의 일치하는 것으로 나타났다. -
A characteristic transport theory code CRX is developed and tested for cell and assembly calculations. Since the characteristic method treats explicitly (analytically) the streaming portion of the transport equation, CRX treats strong absorbers well and has no practical limitations placed on the geometry of the problem. To test the code, it was applied to three benchmark problems which consist of complex meshes and compared with other codes.
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In this paper, research efforts to develop computer code system for analysis of the transmutation reactors at KAIST are described Especially the computer code HANCELL for assembly calculation of fast reactors is mainly described. Features and function of the code are identified md current status of the code development is provided
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벨기에, 독일 및 프랑스를 비롯한 유럽의 여러 나라와 일본은 플루토늄을 혼합핵연료로 만들어 경수로에 부분적으로 장전하여 재순환시키는 방법에 대한 연구를 오래전부터 계속하여 현재는 이를 상용화하는 단계까지 왔다. 이전의 혼합핵연료의 경수로에의 이용이 핵연료 자원을 효과적으로 이용하는 측면이 중시되었으나, 최근에는 잉여 플루토늄 처리 및 혼합핵연료의 사용을 일부 원자로에 국한하는 목적으로 혼합핵연료를 노심 전체에 장전하여 사용하는 연구가 진행되고 있다. 따라서 본 논문에서는 혼합핵연료를 가압경수로 노심 전체에 장전하는 개념에 대하여 플루토늄의 소모 및 노심의 핵특성 관점에서 검토하였다. 그 결과 기존의 가압경수로에 혼합핵연료로 전노심을 구성하여 연소시킬 경우 fissile 플루토늄 원소의 초기 장전량이 방출시에는 약 60% 수준으로, 플루토늄의 총량은 약 70% 수준으로 감소하고 있다. 기존의 경수로에 혼합핵연료를 전체적으로 장전하면 900 ㎿급 원자로 1기당 년간 약 1톤가량의 플루토늄이 소요되며, 이를 실현하기 위해서는 제어봉 계통의 추가 설치 및 붕산계통의 고붕산화 등의 설비의 변경과 핵특성 변화에 따른 안전성 분석 등이 필요할 것이다.
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By applying the P
$_1$ and P$_2$ equations to the operator form of a synthetic acceleration, we derive the p,-acceleration (diffusion synthetic acceleration: DSA) and P$_2$ -acceleration (p$_2$ SA) schemes in one dimensional slab geometry. We Fourier-analyze the derived acceleration schemes with the discrete-ordinates transport equation and showed that the DSA outperforms the P$_2$ SA. These results confirm that one cannot simply assume that replacement of the DSA with a higher order approximation will lead to a better acceleration performance. -
A preliminary study of the heterogeneity effect of spent P% fuel in CANDU was made using a reduced spent PWR fuel data base. The instantaneous core simulation has shown that the refueling ripple in the CANDU reactor is large if the spent PWR fuel is directly used. But the fuel heterogeneity effect can be reduced appreciably by blending spent PWR fuel with a small amount of fresh UO
$_2$ . The refueling simulation has shown that the operating margins of 6.0% and 8.7% are achievable for the peak channel and bundle powers, respectively, with the blended fuel. -
An Integrated Test Facility(ITF) is a human factors experimental environment to evaluate an advanced man machine interface(MMI) design. The ITF includes a human machine simulator(HMS) comprised of a nuclear power plant function simulator, man-machine interface, experiment control station for the experiment control and design, human behavioural data measurement system, and data analysis and experiment evaluation supporting system(DAEXESS). The most important features of ITF is to secure the flexibility and expandibility of Man Machine Interlace(MMI) design to change easily the environment of experiments to accomplish the experiment's objects In this paper, we describe a development scope and characteristics of the ITF such as, hardware and software development scope and characteristics, system thermohydraulic modelling characteristics, and experiment station characteristics for the experiment variables design and control, to be used as an experiment environment for the evaluation of VDU-based control room.
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A classical PID controller is designed by applying the GA (Genetic Algorithm) which searches the optimal parameters through three major operators of reproduction, crossover and mutation under the given constraints. The GA could minimize the designer's interference and the whole design process could easily be automated. In contrast with other traditional PID design methods which allows for the system output responses only, the design with the GA can take account of the magnitude or the rate of change of control input together with the output responses, which reflects the more realistic situations. Compared with other PIDs designed by the traditional methods such as Ziegler and analytic, the PID by the GA shows the superior response characteristics to those of others with the least control input energy.
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본 연구에서는 경보에 관한 지식을 획득하는 방법으로 경보간의 논리적 물리적 상관관계를 평가하여 지식구조를 설정하는 방법을 사용하고 있다. 이 지식구조를 지식기반으로 추론하여 주어진 상황에서 필요 없는 경보를 제거하거나 억제하며, 표시된 경보에 대해서도 운전원 조치의 긴급성을 운전상황에 따라 평가하여 우선순위를 동적으로 표시하는 지식기반 다이나믹 경보처리기술을 개발한다. 이를 위해 경보 운전절차서에 나타난 개별 경보들 중에서 주요계통경보들을 운전모드별로 분류하고, 연동신호에 의한 경보와 물리적인 원인-결과의 연동관계의 경보로 평가, 분석하여, 설정된 경보처리기술의 적용가능성을 평가하기 위해 가상 시나리오를 개발하고, 예비 prototype을 구현하였다.
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원자로를 임계에 도달시키기 위해서는 먼저 운전원이 예상임계 제어봉위치를 설정한 후, 예상 임계점을 계산하여, 원자로 냉각재 붕산농도를 조절하고 제어봉을 인출하여 원자로를 임계에 도달하도록 한다. 현재 원자력발전소에서는 이러한 기동과정에서의 예상임계점 계산은 수작업으로 하고있다. 본 논문은 고온대기에서 2% 출력까지 자동기동 시스템을 개발하기 위해 예상임계점 계산 전산화가 필요하므로 자동으로 예상임계점을 계산하는 프로그램을 개발하였다.
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본 연구에서는 원자로의 충수 및 배기가 완료된 상태에서부터 원자로 출력 2%까지의 운전을 자동으로 운전하는 자동기동 시스템 개발에 필요한 자동제어 운전모드를 개발하였다. 이를 위하여 종합운전절차서를 분석하고 원전 시뮬레이터를 운전하여 자동화에 필요한 운전절차와 자동제어범위를 도출하였다. 자동기동 시스템 설계를 위하여 4개의 운전모드를 정의하고 운전원의 개입이 필요한 7개의 운전유지대를 설정하였다. 각 운전모드 자동화에 필요한 자동제어 알고리즘을 개발하기 위하여 운전에 필요한 제어변수 및 제어대상 기기를 선정하였다.
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During transients or major upsets, operators of a nuclear power plant are faced with a significant amount of information which oftentimes exceeds their capability of processing information in such a time-critical situation. To help resolve this problem of information overload, considerable work is underway worldwide to improve its man-machine interface systems (MMISs). The I&C research team of KAERI is developing a DYNamic Alarm processing System, called DYNAS, to suppress unnecessary or nuisance alarms, and at the same time, emphasize vital information. This paper describes our basic strategy to process alarms in DYNAS.
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All of the nuclear power plants in Korea we operating with analog instrumentation and control (I&C) equipment which are increasingly faced with frequent troubles, obsolescence and high maintenance expenses. Electrical and computer technology has improved rapidly in recent years and has been applied to other industries. So it is strongly recommended we adopt modern digital and computer technology to improve plant safety and availability. The advanced I&C system, namely, Integrated Intelligent Instrumentation and Control System (I
$^3$ CS) will be developed for beyond the next generation nuclear power plant. I$^3$ CS consists of three major parts, the advanced compact workstation, distributed digital control and protection system including Automatic Start-up/shutdown Intelligent Control System (ASICS) and the computer-based alarm processing and operator support system, namely, Diagnosis, Response, and operator Aid Management System (DREAMS). -
본 연구에서는 비선형 동적장치에 의해 발생하는 비안정 신호의 비선형 적응 예측을 위한 효과적 방법을 서술한다. 이 방법을 실제 원자력 발전소의 데이타를 이용하여 이상연상(hetero-association) 방식의 예측을 수행하였다. 다입력/다출력의 신경망은 이러한 비선형 예측에 이용할 수 있으나 학습되지 않은 상황에 대한 예측에는 어려움이 있었다. 본 연구에서 서술한 방법은 학습과 실행이 동시에 가능한 형태로 역전파 학습 (backpropagation learning) 알고리듬을 이용한 다층 인식자 (multilayer perceptron) 신경망과 비교하여 비성형 비안정 신호에 대한 우수한 예측 능력을 보여 주었다.
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It is a general tendency to digitalize the conventional relay based I&C systems in nuclear power plant. But, the digitalization of nuclear safety systems has many a difficulty to surmount. The typical on thing of many difficulties is the data communication problem between local controllers and systems. The network architecture built with LAN(Local Area Network) in digital systems of the other industries are general. But in case of nuclear safety systems many considerations in point of safety and license are required to implement it in the field. In this paper, some considerations for applying LAN in nuclear safety systems were reviewed.
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The verification phase of knowledge base is an important part for developing reliable expert systems, especially in nuclear industry. Although several strategies or tools have been developed to perform potential ewer checking, they often neglect the reliability of verification methods. Because a Petri net provides a uniform mathematical formalization of knowledge base, it has been employed for knowledge base verification. In this work, we devise and suggest an automated tool, called COKEP (Checker Of Knowledge base using Extended Petri net), for detecting incorrectness, inconsistency, and incompleteness in a knowledge base. The scope of the verification problem is expanded to chained errors, unlike previous studies that assumed error incidence to be limited to rule pairs only. In addition, we consider certainty factor in checking, because most of knowledge bases have certainty factors.
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PIPS (Plant Information Processing System)은 발전소 입력신호를 이용하여 운전원에게 체계적인 정보를 제공하여 발전소를 안전하고 효율적으로 운전하도록 지원하는 발전소 감시 및 운전원 지원 시스템이다. UNIX 운영체제 및 workstation 상에 설계된 PIPS는 실시간 처리를 위한 kernel로 RTAP/Plus를 사용하였으며, SL-GMS를 이용하여 GUI (Graphical User Interface)를 개발하였다. 본 논문에서는 계층적 구조를 갖는 데이타베이스 관리 시스템을 이용하여 개발된 PIPS 데이타베이스의 특성 및 구조에 관하여 설명한다. 또한, point name을 이용하여 계층적 구조를 구축하는 소프트웨어를 개발하여 울진 3&4호기 설계 자료로부터 데이타베이스를 구축하였다. 이 시스템은 HP 715/100 workstation과 HP-UX 9.05 운영체제 개발환경에서 개발되었다.
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Conventional alarm system has many difficulties in the operator's identifying the plant status during special situations such as design basis accidents. To solve the shortcomings, an on-line alarm annunciator system, called dynamic alarm console (DAC), was developed. In the DAC, a signal is generated as alarm by the use of an adaptive setpoint check strategy based on operating mode, and time delay technique is used not to generate nuisance alarms. After alarm generation, if activated alarm is a level precursor alarm or a consequencial alarm, it would be suppressed, and the residual alarms go through dynamic prioritization which provide the alarms with pertinent priorities to the current operating mode. Dynamic prioritization is achieved by going through the system- and mode-oriented prioritization. The DAC has the alarm hierarchical structure based on the physical and functional importance of alarms. Therefore the operator can perceive alarm impacts on the safety or performance of the plant with the alarm propagation from equipment level to plant functional level. In order to provide the operator with the most possible cause of the event and quick cognition of the plant status even without recognizing the individual alarms, reactor trip status tree (RTST) was developed. The DAC and the RTST have been simulated with on-line data obtained from the full-scope simulator for several abnormal cases. The results indicated that the system can provide the operator with useful and compact information fur the earlier termination and mitigation of an abnormal state.
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The intelligent human-machine interface (HMI) has been developed to enhance the safety and availability of a nuclear power plant by improving operational reliability The key elements of the HMI are the large display panels which present synopsis of the plant status and the compact, digital work stations for the primary operator control and monitoring 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 related information console (SRIC). The DAC provides clean alarm pictures, in which information overlapping is excluded and alarm impacts are discriminated, for quick situation awareness. The SIC covers a normal operation by offering all necessary plant information and control functions. In addition, it is closely linked with the DAC and the COC to automatically display related system information under the request of these consoles. The COC aids the operator with proper emergency operation guidelines so as to shutdown the plant safely, and it also reduces his physical/mental burden by automating the operating procedures. The SRIC continuously displays safety related information to allow the operator to assess the plant status focusing on plant safety. The proposed HMI has been validated and demonstrated with on-line data obtained from the full-scope simulator for Yonggwang Units 1,2.
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When the process disturbance of nuclear power plant occurred, the operator should ensure plant safety, economy and identify the causes of disturbance. To accomplish these goals, operator should process a large amounts of information. Among these, alarms would be often in the operator's first indication of a plant state change or disturbance. To support limited information processing capability of operator, considerable works are under way to develop advanced alarm processing systems and to evaluate it. However, conventional evaluation method could provide just evaluation results but the design alternatives to enhance alarm system performance. To overcome problems associated with conventional evaluation methods of alarm system, signal detection theory(SDT) was introduced, and it was possible conclude that SDT could not only evaluate system but also suggest design alternatives for performance enhancement.
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한국전력공사 전력연구원에서는 최근 영광 #3·4, 보령 #3·4 및 고리 #2 등 원자력 시뮬레이터 2기, 화력 시뮬레이터 1기의 국산화 개발 사업에 착수하였다. 이번에 국산화 개발되는 시뮬레이터는 UNIX 운영체계(OS)를 사용하는 워크스테이션을 채택하므로서 기존의 시뮬레이터 전용 컴퓨터 시스템 사용에 따른 폐쇄성을 극복하게 되며, 발전소 계통 시뮬레이션 모델이 정교하고 사용자 편의성이 대폭 증가된 Graphic User Interface 개발을 그 특징으로 한다. 본 국산화 개발사업은 향후 5년간 단계적으로 진행될 예정인데, 삼성전자(주)를 주 계약자로 하고 미국의 537(Simulation, Systems & Services Tech. Co.)사와 기술제휴로 1단계에서는 영광 #3·4호기용 및 보령 #3·4호기용 시뮬레이터 개발을 통한 기술전수를, 2단계에서는 전수기술을 활용한 고리 #2 시뮬레이터 개발을 통해서 국산화 기술자립을 확보할 예정이다.
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1994년 11월에 나타난 고리 1호기 증기발생기의 전열관 누설에 대한 원인을 조사하기 위하여 인출 전열관의 파손 분석과 슬러지 분석 및 pH 분석 등을 수행하였다. 손상원인은 국부적인 염기도 상승과 부식전위 상승에 따른 2차측 응력부식균열(ODSCC)로 밝혀졌다. 전열관 표면과 접한 관판 상부의 퇴적슬러지 끝단에 형성된 틈새에서 나타나는 비등현상으로
$Na^{+}$ 등의 양이온이 농축하게 되며, Cl$^{-}$ 등의 음이온 증발로 인하여 국부적으로 염기도의 상승현상이 야기되었다. 또한 재 가동시 전열관 표면에 침착된 잔류 구리와 용존산소의 결합으로 부식전위가 상승되었다. 이와 같은 ODSCC 발생환경은 1990년이래 지속적으로 형성된 것으로 판단된다. -
1994년 11월에 나타난 고리 1호기 증기발생기의 전열관 누설에 대한 원인 조사결과, 손상원인은 2차측 응력부식균열(ODSCC)로 밝혀졌으므로, 이에 따른 단기적인 손상완화대책으로 (1) TiO
$_2$ 와 보론산을 첨가한 틈새 세정, (2) TiO$_2$ 를 첨가한 하이드라진 담금, (3)$Na^{+}$ /Cl$^{-}$ 몰비 조절, (4) 용존산소 제거, (5) T$_{HOT}$ 감소 등을 선정하였다. 이와 같은 완화 대책을 적용한 경우의 ODSCC 손상진전율을 확률론적으로 분석한 결과, 증기발생기교체(1998년 예정) 이전까지 전열관 누설에 의한 운전정지 가능성은 매우 낮게 나타났다. -
Loose Par Monitoring System(LPMS) is one of the fundamental diagnostic tools installed in the nuclear power plants. In this paper, recovery process algorithm and model for the corrupted impact signal generated by loose parts is presented. The characteristics of this algorithm can obtain a proper burst signal even though background noise is considerably high level comparing with actual impact signal. To verify performance of the proposed algorithm, we evaluate mathematically signal-to-noise ratio of primary output and noise. The performance of this recovery process algorithm is shown through computer simulation.
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The loss of offsite power test was successfully performed on YGN 4 to demonstrate that the reactor can be shutdown and the RCS can be maintained in a hot standby condition following a loss of all offsite Alternating Current (AC) power. Following the loss of main generator and all offsite AC power, the ensile emergency diesel generators were automatically started and the plant was stabilized via natural circulation. Plant conditions were maintained in hot standby for at least 30 minutes before offsite power was restored. Thus, the capability of equipment, controls and instrumentation necessary to remove decay heat from the core using only ensile emergency power was demonstrated, thereby satisfying all objectives and acceptance criteria of the test.
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YGN 3 and 4 are the nuclear power plants having System 80 characteristics with a rated thermal output of 2815 MWth and a nominal net electrical output of 1040 MWe. YGN 3 achieved commercial operation on March 31, 1995 and YGN 4 completed Power Ascension Test (PAT) at 20%, 50%, 80% and 100% power by September 23, 1995. YGN 3 and 4 design incorporates the Reactor Power Cutback System (RPCS) which reduces plant trips caused by Loss of Load (LOL)/Turbine Trip and Loss of One Main Feedwater Pump (LOMFWP). The key design objective of the RPCS is to improve overall plant availability and performance, while minimizing challenges to the plant safety systems. The RPCS is designed to rapidly reduce reactor power by dropping preselected Control Element Assemblies (CEAs) while other NSSS control systems maintain process parameters within acceptable ranges. Extensive RPCS related tests performed during the initial startup of YGN 4 demonstrated that the RPCS can maintain the reactor on-line without opening primary or secondary safety valves and without actuating the Engineered Safety Features Actuation System (ESFAS). It is expected that use of the RPCS at YGN will increase the overall availability of the units and reduce the number of challenges to plant safety systems.
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원자력발전소에서 사용하는 ASME 코드펌프는 관련법규 및 기술기준에 따라 주기적으로 가동중시험을 수행함으로써 펌프의 운전가능성(operability)을 확인하도록 되어 있으며, 이러한 내용이 최종안전성분석보고서의 기술지침서에 명시되어 있다. 고리 1호기의 경우, ASME Sec. XI의 관련 규정이 1979년 Winer Addenda에서 변경되어 이를 따를 경우 매 3개월마다 가동중 시험을 수행하면 되도록 되어 있으나, 이러한 사항이 기술지침서에 명시적으로 반영 되어있지 않아 현재까지 종전 규정에 따라 매월 가동중 시험을 수행하고 있다. 따라서 본 연구는 고리 1호기 ASME 펌프의 가동중 시험주기를 1개월에서 3개월로 완화시키기 위한 기술적인 근거를 확보하기 위하여 10 CFR 50, ASME 코드 Sec. XI 및 III등 관련 법규 및 기술기준과 고리 1호기를 비롯한 유사발전소의 기술지침서, 표준기술지침서 및 지침서 개선연구결과 등과 고리 1호기 현장에서의 시험기록을 조사하였다. 이러한 검토를 통하여 가동중 시험주기를 매 3개월마다로 완화하는 것이 타당하다는 결론을 얻었으며, 그 근거로는 법규 및 기술기준에의 적합성, 유사발전소 및 표준기술지침서에서의 적용 사례, NRC의 개선연구결과의 권고사항 및 현장시험기록자료의 안정성 등을 들 수 있다.
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원자력발전소 1차 냉각재내 방사선량을 감소시키기 위한 효과적인 기술로 평가된 고pH기술을 국내에 적용하기 위해 고리1호기를 대상 발전소로 선정하여 11, 12 주기에 modified pH control mode를 이용한 고pH 운전을 수행하고 constant pH control mode로 운전한 10주기의 운전 결과와 비교, 평가함으로서 그 영향을 분석하였다. 종합 평가 결과, 고pH수질관리 기술을 적용함에 따라 1차 냉각재내와 증기발생기 수실내 선량은 평균적으로 약 20 ∼ 30% 정도 감소하였으며 일정 기간동안의 감소추세를 거친 후 안정화단계에 진입하게 될 것으로 평가되었다.
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Large scale display panel(LSDP) is a main component in the next generation main control rooms. LSDP is located at the front of VDU-based operator's workstation and plays an important role in providing operators with overall information of plant status through mimic diagram, text/digit, graph, and so on. A critical matter determined at the first stage of LSDP design is how much information is displayed, because the information density of LSDP affects operator's performance. Many human factors guidelines recommend low information density of displays to avoid degrade of operator's performance, but doesn't provide a useful limit of information density. In this paper, we considered information density as the number of plant parameters and investigated the proper number of plant parameters through a human factors experiment. The experiment with 4 subjects was carried out and response time, error, and heart rate variation as criterion measures were recorded and analyzed. As the results, it is identified that the proper number of parameters in a LSDP is about thirty.
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Based on a thermohydraulic estimation of the level swell and shrinkage of the nuclear steam generators, a fuzzy logic controller is designed and tested to handle the problem of controlling the level swell and its restoration. The estimation is used to form an artificial system which is nearly the opposite of the level swell and shrinkage and a PD type controller is designed to control this system. This controller is added to a PI type ordinary fuzzy logic controller to form the proposed controller which is tested through various experiments on a scaled-down steam generator. It is found to perform efficiently so that the divergence of the level to a low limit can be avoided.
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월성 1호기용 비상운전절차서는 사고별로 세분된 사건대응적 형태의 절차서로 작성되어 있어 발전소 비정상 상태 발생시 운전원이 조치하기 전에 사고진단을 먼저 수행하여야 하며, 또한 다중사고의 경우 적용하는데 난점이 있다. 이러한 결점을 보완하기 위하여 월성 원자력발전소 2호기용 비상운전지침서는 사건 및 징후대응적 판단 방법을 혼합한 형태이며, 운전원 조치사항으로 필수안전변수의 안정화 및 복구를 위한 핵연료 냉각, 열제거원, 원자로건물의 우선순위로 발전소를 안정시키는 방법이 시도되고 있다. 본 논문에서는 현재 월성 원자력발전소 2 호기용 비상 운전지침서에 고려되고 있는 사건들 중 하나인 소형 냉각재상실 및 냉각재계통 누설 사고 비상운전지침서의 특성을 소개하였다.
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The current direction of emergency procedures for CANDU reactors is reviewed and compared based on scope, methodology and format preponderantly, and an attempt is made to integrate these procedures. As a result, a recommendation for Wolsong 2, 3 & 4 emergency procedures is presented as event-specific procedures, generic procedure and whose format is combination of logic diagram and technical basis document.
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본 논문에서는 비상운전 상황하에서 표출되는 운전원들의 직무전략 및 인지적인 특성을 도출하기 위해 운전원 교육 프로그램을 대상으로 운전원들의 직무특성을 분석하였다. 운전원들의 직무특성을 인지과정의 개입 정도에 따라 크게 Macro와 Micro로 구분하여 이들 직무특성을 잘 대변해 줄 수 있는 비상운전 시나리오를 개발하였다. 시뮬레이터를 통해 개발 시나리오에 따른 운전원들의 비상운전절차 수행과정을 비디오로 기록, 운전원들의 행동과 대화내용을 전산 분석하여 직무특성을 도출하였다.
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국내 최초의 한국표준원전 가압경수로인 울진 3,4 호기의 운전 특성을 정확하게 실시간으로 모사할 수 있는 한국표준원전 NPA가 개발되고 있다. 동 NPA는 발전소의 정상 및 비정상 운전 상태를 Desk-top 소령 컴퓨터에서 모사하여 그 결과를 그림화면(mimic)에 나타내고 운전원 조치 사항을 Interactive하게 수용할 수 있는 능력을 갖추고 있다. 한국표준원전 NPA의 개발을 위하여 울진 3,4 호기 한국표준원전의 설계 자료를 기준으로 그래픽사용자 인터레이스의 새로운 mimic 및 해석모델에서 사용하는 데이타베이스를 성공적으로 작성하였다. 향후 한국표준원전 NPA는 새로운 모형 개발을 완료한 후 발전소 운전자료와의 비교분석을 통해 성능 검증을 거치면 교육을 및 엔지니어링 작업에 유용하게 사용될 수 있을 것이다.
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A methodology is applied to identify tile learning trend related to the safety and availability of U.S. commercial nuclear power plants. The application is intended to aid in reducing likelihood of human errors. To assure that tile methodology ran be easily adapted to various types of classification schemes of operation data, a data bank classified by the Transient Analysis Classification and Evaluation(TRACE) scheme is selected for the methodology. The significance criteria for human-initiated events affecting tile systems and for events caused by human deficiencies were used. Clustering analysis was used to identify the learning trend in multi-dimensional histograms. A computer rode is developed based on tile K-Means algorithm and applied to find the learning period in which error rates are monotonously decreasing with plant age.
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국내 원자력발전소의 발전정지사례를 분석하여 얻을 수 있는 인적오류의 개입여부, 인적오류 발생에 기여한 문제점, 발전정지 발생의 원인, 발전정지의 발생과정 등의 정보를 데이타베이스화하여 제공하는 국내 원전 발전정지사례 분석정보 제공시스템의 사용자 인터페이스를 설계하였다. 정보분석을 통하여 발전소 일반정보, 발전정지 사례별 정보, 발전정지 추이분석 정보로 대분하고, 이중 발전소 일반정보, 발전정지 사례별 정보에 대해 상세정보를 출력하는 사용자 인터페이스를 설계하였다.
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원자로 내부구조물의 진동감시를 위한 신호로 노외 중성자 잡음을 선정하고 중성자 잡음에 실려 있는 진동모우드 성분을 신호간의 위상차에 근거하여 분리하는 새로운 방법을 제안하였다. 이 방법은 기존의 방법에 비해 계산속도가 빠르고 3개 이상의 신호에도 적용할 수 있다. 제안한 방법을 토대로 울진 1호기의 노외 중성자 잡음 신호를 채취, 분석하여 내부구조물의 진동특성을 밝히고 진동 감시의 대상이 되는 진동모우드를 분리하므로써 방법의 효율성을 검증하였다. 또 한 핵연료주기동안 주기적으로 신호를 채취, 분석하여 중성자 잡음신호의 특성이 한 핵주기동안 점차 증가하는 경향을 갖는다는 것을 밝혔다.
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The CHF phenomenon has been investigated for water flow under forced and natural circulation modes with vertical round tubes at low pressure and low flow condition. Experiments have been performed by using three different test sections for mass fluxes below 400 kg/㎡s under near atmospheric pressure. The experimental data for forced and natural circulation are compared with each other. To predict the flow rate at the two-phase region our test condition has been analyzed by RELAP5/MOD3 because the local two-phase condition inside the stainless steel tube cannot be directly measured. To predict the CHF with accuracy we have to consider the parameters at the single-phase region as well as the flow behavior at the two-phase region.
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The present study provides some experimental observations on the structural developments of bubbly flow and the void wave damping in vertical, circular channel with a large diameter, and discusses the channel size effect on them. It is observed that the developing mode of bubbly flow structures and its transition mechanism are influenced by the channel size as well as the bubble size, and that they are well revealed in the behavior of wave damping.
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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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This paper discusses the methods for building up the empirical CHF correlation, Direct Substitution Method (DSM) and Heat Balance Method (HBM). It also includes consideration on the CHF manin, which ran be expressed differently depending on the correlation types in use. Some findings an presented with exemplary calculation.
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PWR 사용후핵연료 집합체를 운반할 수 있는 수송용기를 개발하기 위하여 단면이 수송용기의 실제 크기인 slice 모델을 사용하여 법규에서 규정하고 있는 정상조건인 주변온도 38
$^{\circ}C$ 에서 냉각 매체로 nitrogen 과 helium 인 경우에 대하여 열시험을 수행하여 수송용기의 열전달 특성 및 핵연료봉의 건전성을 평가하였다. 열시험결과 내부핵연봉의 최대 은도는 각각 448$^{\circ}C$ 와 416$^{\circ}C$ 로 측정되었다. 이 값들은 핵연료봉의 건전성 유지에 필요한 허용치 이내 만족하는 것으로 수송 용기의 열전달성능이 우수함을 입증하는 것이다. -
증기발생기가 원자로압력용기안에 위치한 일체형원자로의 개발을 위해서 가장먼저 개발되어야 할 요소기술은 관류형 증기발생기의 설계기술이다. 증기발생기는 기존의 상용로에서 사용되고 있는 재순환형 증기발생기와 관류형 증기발생기로 분류 할 수 있는데, U-튜브를 사용하는 재순환형 중기발생기의 경우 습분분리기와 증기건조기 등이 많은 공간을 요구하고 있고, 또한 중기발생기를 압력용기 안에 위치시킬 경우 일차측과 이차측의 냉각수 유로형태, 유동장의 안정성 등의 문제 때문에 일체형원자로에서는 관류형 증기발생기의 도입이 일반화 되어있기 때문이다. 본 연구에서는 관류형(직관 및 나선 전열관형) 증기발생기의 열수력학적 설계 및 성능분석을 위한 프로그램, ONCESG를 개발했다. 개발된 모델링 및 컴퓨터코드의 검증을 위해 외국의 관류형 중기발생기(직관형:미국/영국의 SIR, 나선형:일본의 MRX, SPWR)의 설계자료를 ONCESG프로그램을 사용해 모사한 결과와 이미 발표된 설계자료와의 비교분석을 수행했다. 모사결과 계산된 관류형 증기발생기의 열전달면적, 압력 및 온도분포가 외국의 발표된 설계자료와 잘 일치했으며, 개발된 ONCESG코드를 일체형 신형원자로의 개념설계시 다양한 목적으로 활용할 수 있음을 보였다.
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원자력발전소 화학 및 체적제어계통의 일부인 밀봉수주입계통은 원자로 냉각재펌프 밀봉장치로 일정한 온도 범위의 밀봉수를 공급하여 밀봉장치의 건전성 및 원자로 냉각재 계통의 압력경계를 유지한다. 그러나 발전소 과도상태시 밀봉수 주입온도가 허용범위를 벗어나게 되면 온도조절기 폐쇄신호에 의해 밀봉장치로의 밀봉수 주입이 차단될 수 있다. 본 연구에서는 발전소 과도시에도 밀봉수 주입이 지속적으로 가능한 설계개선 방안으로 밀봉수주입 열교환기 주위에 우회라인을 설치하는 방안을 제시하고 밀봉수주입 열교환기 내에서의 비정상 열전달 현상을 수치해석을 이용하여 분석하였다. 계산은 속도장을 정상 상태인 power-law분포로 가정하고 시간 t=0에서 입구온도가 급격히 변하는 과도시 우회 유량 및 시간 변화에 대한 온도분포, 국부 Nusselt 수, 평균온도 등을 구하였다.
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A study on passive cooling systems for concrete containment of advanced pressurized water reactors has been performed. The proposed passive containment cooling system (PCCS) consist of (1) condenser units located inside containment, (2) a steam condensing pool outside containment at higher elevation, and (3) downcommer/riser piping systems which provide coolant flow paths. During an accident causing high containment pressure and temperature, the steam/air mixture in containment is condensed on the outer surface of condenser tubes transferring the heat to coolant flowing inside tubes. The coolant transfers the heat to the steam condensing pool via natural circulation due to density difference. This PCCS has the following characteristic: (1) applicable to concrete containment system, (2) no limitation in plant capacity expansion, (3) efficient steam condensing mechanism (dropwise or film condensation at the surface of condenser tube), and (4) utilization of a fully passive mechanism. A preliminary conceptual design work has been done based on steady-state assumptions to determine important design parameter including the elevation of components and required heat transfer area of the condenser tube. Assuming a decay power level of 2%, the required heat transfer area for 1,000MWe plant is assessed to be about 2,000 ㎡ (equivalent to 1,600 of 10 m-long, 4-cm-OD tubes) with the relative elevation difference of 38 m between the condenser and steam condensing pool and the riser diameter of 0.62 m.
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Analysis on the Circumference Wall Temperature in a Long Horizontal Pipe with Thermal StratificationThe One-dimensional fin model is used to analyze the angular wall temperature variation of long horizontal lines, where stratification could result in top-to-bottom differences in wall temperatures. The top and bottom sections are treated separately and coupled by boundary conditions. The thermal stratification analysis is focused on the effects of the heat transfer rates at the pipe surface. The results show that the heat transfer rate at the pipe surface is the controlling parameter which reduce significantly the temperature difference in pipe circumferential direction. The one-dimensional fin modelling analysis results are verified by comparison with the operating PWR test data. The circumferential temperatures of pipe calculated by one-dimensional fin modelling agree well with the PWR plant test data.
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CANDU-6형 원자로의 정지냉각계통(Shutdown Cooling System, SDCS)은 영출력 고온상태의 원자로를 상온상태로 냉각시킬 수 있도록 설계되었다. 본 해석은 증기발생기와 복수기증기방출밸브(CSDV) 및 정지냉각펌프를 이용한 정상냉각과 열수송펌프를 이용한 26
$0^{\circ}C$ 부터 냉각 및 정지냉각펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$ 부터 냉각의 두 가지 비정상냉각에 대해서 중수로 계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT 코드를 사용하여 해석하였다. 해석결과에 따라 주요기기들의 냉각천이에 따른 운전부하(service loadings)조건이 주어졌으며 또한 정지냉각계통은 열수송계통과 관련 보조계통을 정지냉각계통 열교환기 2차측에서 비등이 발생하지 않고 정상냉각 허용한계인 2.8$^{\circ}C$ /min를 만족하면서 냉각할 수 있음을 확인하였다. -
An evaluation method of spacer grid thermal mixing performance in rod bundles is suggested based on hydraulic tests in a single phase flow. Heat transfer correlation was derived by the analogy between momentum and heat transfer. Three of major factors, such as blockage ratio of spacer grid, convective flow swirling, and turbulent intensity, were found to be significantly influential to the spacer grid thermal mixing performance. Local heat transfer near spacer grid was predicted for the hydraulic test of 6
${\times}$ 6 rod bundles with neighboring different spacer grids. -
Two-phase transient phenomena in the noncondensable gas-filled closed loop was investigated numerically using the RELAP5/MOD3 version 3.1 computer code. The condensation heat transfer correlation for noncondensable gases was studied in detail. Two modes of the reflux condensation which can be characterized by countercurrent flow of steam and its condensed water and the oscillatory between reflux condensation and natural circulation were predicted well. However, the natural circulation mode which the condensed water carried over the U-bend concurrently with steam was failed to predict.
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기존의 천이노심 DNBR 벌점 평가 방법을 개선하여 불확실도를 줄이고 신뢰도를 향상시키며, 적용범위를 확대함으로써 보다 실제적인 DNBR 벌점 평가 방법을 제시하고자 하였다. 이를 위하여 영광 1호기 JDFA-V5H 의 천이노심을 대상으로 하는 일련의 분석이 수행되었다. 먼저 균일노심과 천이노심을 모형화 한 기준 제어군에서의 상대적인 물성치의 변화와 축방향에서의 DNBR 거동을 분석하였고 이에 따른 최소 DNBR 의 상대적 차이로부터 최대 럴점 조건 및 벌점이 적용되는 집합체를 선정하였다. 변수 민감도 분석 결과, 최대 벌점 조건은 과출력 (120% 출력), 고압 (2420 psia) 그리고 상부노심에서 상대출력이 많은 축방향 출력 분포를 갖는 조건이 선정되었고 천이노심 벌점은 V5H에만 부과된다. 천이노심 DNBR 벌점은 배열 민감도 분석을 통하여 노심내 V5H 분율의 함수로 표현됨을 알 수 있었으며, 기존의 보수적인 방법론에 비해 최소 3% 이상의 천이노심 벌점이 감소되는것으로 나타나 추가적인 여유도의 확보로 인한 설계의 탄력성을 기대할 수 있다. 이 결과는 IFM이 존재하는 원전연료 집합체 상부에 대하여 노심의 V5H 분율이 0.02 부터 1.0 까지의 정상 및 과도상태 노심에 대하여 적용할 수 있다.
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영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각계통이 상실되고 가압기 Manway가 개방된 사고에 대하여 RELAP5/MOD3.1.2의 열수력 코드를 이용하여 모의하였다. 계산결과 계통의 압력은 최고 1.74bar 까지 도달하였으며, 사고 발생 후 약 1시간 이후부터 계통은 노심이 노출될 때까지 유사 정상상태를 유지한다. 이때 가압기 Manway를 통해 방출되는 증기량은 약 4 kg/s로 붕괴열의 약 80%를 담당하고 증기발생기 2차측에 의해 나머지 20% 가량 제거된다. 또한 비응축성 가스는 계통에 남아 있는 한 계통의 압력 상승율을 증가시키며, RELAP5/MOD3.1.2 계산결과는 일차계통 전체 냉각재의 약 26 %의 질량오차를 나타냈다.
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A loss of the residual heat removal (RHR) accident during mid-loop operation of Yong-gwang Nuclear Units 3/4 was analyzed using the RELAP5/MOD3.1.2 code. In this work the following assumptions are used; (i) initially the reactor coolant system (RCS) above the hot leg center line is filled with nitrogen gas, (ii) two 3/4-inch diameter vent valves on the reactor vessel head and the top of pressurizer in the reactor coolant system are always open, and a level indicator is connected to the RMR suction line, (iii) the two steam generators are in wet layup status and the steam generator atmospheric dump valve assemblies are removed so that the secondary side pressure remains at nearly atmospheric condition throughout the accident, and (iv) the loss of RHR is presumed to occur at 48 hours after reactor shutdown. Findings from the RELAP5 calculations are (i) the core boiling begins at ∼5 min, (ii) the peak RCS pressure is ∼3.0 bar, which implies a possibility of temporary seal break, (iii) ∼94 % of the decay heat is removed by reflux condensation in the steam generator U-tubes in spite of the presence of noncondensable gas, (iv) the core uncovery time is evaluated to be 7.2 hours. Significant mass errors were observed in the calculations.
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A computer code to simulate the letdown system was developed to analyze the hydrodynamic transients. It was found that valve plug characteristics have a significant effect on the system stability, and that the plant specific valve control system setpoints should be determined based on the characteristics of procured valves by using a simulation code, before performing the plant startup test. The letdown system instability was evaluated for the feedback to the design of future plants.
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The Atmospheric Dump Valve (ADV) and Turbine Bypass Valve (TBV) capacity test was performed at 30% power level during the YGN 3 Power Ascension Test period. In this test, several plant data were measured to calculate the ADV and TBV capacity considering that critical condition was developed through the ADV and TBV. The test results show that the test acceptance criteria are met.
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Simulation models have been developed to predict the overall behavior of the CANDU plant systems during normal operational transients. For real time simulation purpose, simplified thermal hydraulic models are applied with appropriate system control logics, which include primary heat transport system solver with its component models and secondary side system models. The secondary side models are mainly used to provide boundary conditions for primary system calculation and to accomodate plant power control logics. Also, for the effective use of simulation package, hardware oriented basic simulation network has been established with appropriate graphic display system. Through validation with typical plant power maneuvering cases using proven plant performance analysis computer code, the present simulation package shows reasonable capability in the prediction of the dynamic behavior of plant variables during operational transients of CANDU plant, which means that this simulation tool can be utilized as a basic framework for full scope simulation network through further improvements.
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This paper describes a methodology for determination of representative CANDU feeder geometry and the pressure drops between inlet/outlet header and fuel channel in the primary loop. A code, MEDOC, was developed based on this methodology and helps perform a calculation of equivalent feeder geometry for a selected channel group on the basis of feeder geometry data (fluid volume, mass flow rate, loss factor) and given property data pressure, quality, density) at inlet/outlet header. The equivalent feeder geometry calculated based on this methodology will be useful fur the transient thermohydraulic analysis of the primary heat transport system for the CANDU heavy water-cooled pressure tube reactor.
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국내, 외에서 원자력발전소의 주요 구성 기기인 증기발생기의 세관 건전성과 관련 설계개선을 위한 연구가 활발히 진행되고 있다[2,3,4,5,6]. 현재 가동중인 발전소에서는 개선된 증기발생기로 교체하고자 하는 검토가 이루어지고 있으며, 설계중인 발전소에서는 중기발생기의 건전성을 향상시키기 위한 노력이 진행되고 있다. 본 논문에서 기존에 조사되고 검토된 자료를 바탕으로 [2] 현재까지 주로 사용되어온 증기발생기의 세관 재질을 인코넬 600 MA(mill annealed)로 사용할 때 40년 수명동안 증기발생기의 건전성을 보장할 수 있는 고온관의 온도를 분석한 결과 적절한 온도가 607
$^{\circ}$ F(319.4$^{\circ}C$ )임을 알았다. 그리고 이 온도를 반영할 때 계통설계에 영향을 주는 설계사항에 대하여 검토하였고, 추가로 인코넬 600 MA보다 고온조건에서 건전성이 양호한 인코넬 690 TT(thermal treatment)를 사용할 때 설계에 미치는 영향도 검토하였다. 이러한 분석결과는 추후 국내 원자력발전소에서 보다 증기발생기의 건전성을 보장하기 위해 설계개선을 하고자 할 때 기초 자료가 되리라 판단한다. -
한국형 표준 원자력발전소의 정지냉각운전시 최대냉각율은 75
$^{\circ}$ F/hr(41.7$^{\circ}C$ /hr)로 기술사양서에 규정되어 있다. 정지냉각운전 냉각율에 가장 큰 영향을 미치는 2가지 중요한 변수는 정지냉각계통 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량과 기기냉각수의 온도다. 이중 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량은 butterfly형 정지냉각계통 유량조절밸브의 개도에 의하여 조절되는데 개도에 따른 throttle 능력이 중요한 인자다. 또 기기냉각수의 온도는 해수온도의 변화에 따라 편차가 발생하므로 유량조절밸브의 개도와 기기냉각수 온도의 상관관계에 따라 냉각능력이 달라진다. 본 논문에서는 현 울진 3&4호기 정지냉각계통 열 교환기 및 조절밸브 둥의 설비를 기준으로 기술사양서 상의 냉각율 75$^{\circ}$ F/hr(41.7$^{\circ}C$ /hr) 유지가 가능한 최저 기기냉각수의 온도를 찾아보았고, 아울러 기기냉각수의 온도와 조절밸브의 개도 사이의 관계를 조사하였다. 그 결과 현재의 울진 3&4호기 조절밸브를 최저개도로 조절할 때 약 57$^{\circ}$ F(13.9$^{\circ}C$ )의 기기냉각수가 공급되어도 냉각율 제한치를 넘지 않는 것으로 분석되었다. 한편, 최저조절가능 유량이 약 2000 gpm(7570 l/min)일 경우에는 낮은 기기냉각수가 공급될 경우 최대냉각율을 초과하므로 한 train을 정지시키고 한 train만으로 운전할 것을 고려하여야 할 것으로 보인다. 이 경우 최저 약 56.5$^{\circ}$ F(13.6$^{\circ}C$ )의 기기냉각수가 공급되어야 한다. 본 논문의 분석결과는 향후 기기설계사양서나 운전지침서 등에 반영되어 실제 발전소 설계 및 운전절차 수립에 기여할 수 있을 것으로 생각된다.공감대의 형성이 요구된다. 질적 측면에서는 공원 녹지의 기능성의 회복이라는 측면과 시대에 부합되는 새로운 기능 및 가치의 부여가 필요하며, 이를 위해서는 공원의 매력, 공원의 시설기능 증진, 녹지의 질의 향상 및 녹지 가치의 증진에 대한 다양한 시책이 요구된다. 구성적 측면에서는 공원녹지의 개별적 존재보다는 공원 녹지를 상호간 유기적인 계통을 확보하여 공원 녹지의 네트워크를 형성하여 도시 속의 산재된 고립된 섬으로서의 공원 녹지가 아닌 시민생활에 늘 가까이 있는 생활 속의 공원녹지로 재편되어야 한다. 이러한 정책의 의제는 양적 측면에서 보전(CONSERVATION)과 창출(CREATION), 질적 측면에서 쇄신(RENOVATION)과 복구(RESTORATION), 그리고 구성적 측면에서 공원 녹지의 연결(CONNECTION)과 시민 참여에 의한 운동(MOVEMENT)이라는 정책 개념의 구현을 통해 가능하다. 이러한 정책 개념과 의제를 가지고 서울시 공원 녹지 정책을 구체화시키기 위해서 푸르름의 새로운 탄생이라는 기치 아래 풍요로운 서울, 사랑 받는 공원, 생활 속의 녹지의 3대 목표, 공원 녹지의 보전, 잠재 공원 녹지의 창출, 공원의 활성화, 녹지의 복구, 경관 보전 및 복구, 공원 녹지의 네트워크, 도시 녹화의 7대 과제를 설정하고 미시설 공원 녹지 집행, 개발 사업시 공원 녹지의 확보, 환경 녹지의 총량 보호 관리, 도시 소공원 개발, 역사 문화 공원 조성, 하천 공간 복원, 공원 시설 기능 개선, 이용 프로그램 개발, 공원 관리 개선, 환경 피해 녹지의 회복, 도시 환경 림 조성, 녹지 기능 증진, 도시 자연 경관 보전, 공원 녹지체계 구성, 공원 녹지 공급 균형, 주변 환경 녹화, 가로 녹화의 17개 시책을 제안하였다. 이러한 정책사업의 원활한 추진을 위해서는 기존의 관주도의 일방적인 공원 녹지 행정이 아닌 시민의 참여를 통한 시민이 함께 하는 정 책 사업의 추진이 요구되며, 특히 민간 부문의 -
A three-dimensional numerical tool is developed to calculate the potential distribution, electric field, and conductance for any types of conductance probes immersed in the wavy liquid film with various shapes of its free surface. The tool is validated against various analytical solutions. It is applied to find out the characteristics of the wire-wire probe, the flush-wire probe and the flush-flush probe in terms of resolution, linearity, and sensitivity. The wire-wire probe shows high resolution and excellent linearity for various film thickness, but comparably low sensitivity for low film thickness fixed. The flush-wire probe shows good linearity and high sensitivity for varying film thickness, but resolution degrading with an increase in film thickness. In order to check the applicability of the three types of probes in the real situation, the Korteweg-de Vries(KdV) two-dimensional solitary wave is simulated. The wire-wire probe is strongly affected by the installation direction of the two wires; when the wires are installed perpendicularly to the flow direction, the wire-wire probe shows large distortion of the solitary wave. In order to measure the transverse profile of waves, the wire-wire probes and the flush-wire probes are required to be separately installed 2mm and 2mm, respectively.
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The concept of hyperbolicity breaking is applied to predict the flow regime transition from inverted annular flow (IAF) to agitated inverted annular flow (AIAF). The resultant correlation has the similar form to Takenaka's empirical one. To validate the proposed model, it is applied to predict Takenaka's experimental results using R-113 refrigerant with four different tube diameters of 3, 5, 7 and 10 mm. The proposed model gives accurate predictions for the tube diameters of 7 and 10 min. As the tube diameter decreases, the differences between the predictions and the experimental results increase slightly. The flow regime transition from AIAF to dispersed flow (DF) is described by the drift flux model.
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SB-LOCA, RCP Failure 등의 특정사고와 운전중의 과도현상의 발생시, 형성되는 자연대류의 PWR의 열수력학적 거동은 로심 잔열제거의 가능/불가능과 직결되므로 매우 중요한 PWR 안전성평가자료이다. 이러한 자료를 획득하기 위해, EG&G의 감독하에 수행된 Semiscale Experiment Program의 일부인 Semiscale Mod-2A실험들 중에서 S-NC-3과 5-NC-4를 REALAP5/MOD3로 모사하였다. 모사결과는 실험결과와 REALAP5/MODl을 이용한 모사결과와 비교 검토하였다.
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피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통내의 강제순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연대류에 의한 잔열제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열제거기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우 기동운전이나 출력변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock의 경계가 불안정하고 제어가 용이치 않으므로 Pool의 저온, 고농축 보론수가 Density Lock을 통하여 노심으로 유입될 수 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계개념을 만족시키며, 피동적으로 강제순환으로부터 자연순환으로의 경로를 열어줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 모델밸브의 주요변수와 제원을 결정하였다.
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During the hypothetical loss of coolant accident in the nuclear power plant the emergency core cooling water could not penetrate to the reactor core when the steam flow rate from the reactor core exceeds CCFL (Countercurrent flow limitation). The CCFL generated by earlier investigators are developed under the steady gas flow. However the flow instability in the reactor loop could generate oscillatory steam flow, hence their applicability under oscillating flow should be investigated. In this work, an experimental investigation of countercurrent flow in the vertical flow channel has been conducted under oscillatory gas flow. Pulsation of gas under oscillatory flow disturbs the flow pattern significantly and prevents flooding (CCFL) when its minimum value is less than the threshold gas flow rate value.
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Turbulent flow field in a subchannel of bare rod bundles has been numerically simulated using the control volume based finite element method. Launder & Ying model of Reynolds stress and Lam & Bremhorst low-Reynolds number model are implemented in k-
$\varepsilon$ equations and momentum equations. Secondary flows are simulated using the stream function and vorticity approach. The control volume based finite element method enable to use the upwind scheme (donor cell scheme). Sensitivity of the constants in the models are studied, and proper values are found to get the close result to the measured flow distributions. -
원자력발전소의 안전성 향상을 목적으로 신형원자로 안전주입계통의 축압기 설계에 적용이 고려되고 있는 피동적 유량조절 장치인 vortex 밸브의 유동장을 해석하여 밸브의 특성에 영향을 미치는 주요 인자들을 도출하고 이 인자들의 영향을 분석하였다. 분석 결과 Vortex 밸브의 성능 특성은 수송유량, 제어유량, chamber의 반경, 입구면적, 마찰계수 등의 영향을 받는 것으로 나타났으며 이들 인자 중 chamber의 반경의 영향이 가장 크고 Reynolds수의 영향은 비교적 작은 것으로 파악되었다. 또한 주어진 유동조건에서 제어유량이 작은 경우 점성손실이 vortex 밸브의 유동특성에 미치는 영향이 증대되는 경향을 보였으며 유량이 증가할수록 Reynolds수의 영향은 감소하는 것으로 나타났다.
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울진 1,2호기 RSTR 수행 시 울진 1,2호기 기존의
$\Delta$ I Band를 해석하기 위해 RAOC방법을 적용 사고 해석을 수행하였다. 먼저 Xenon reconstruction model을 사용 축 방향 Xenon 분포를 생산한 다음, 정상 운전 상태와Condition ll상태에서 생산된 xenon 분포에 의한 축 방향 출력 분포를 사용$F_{Q}$ 와 DNBR을 계산, Design Limit와 비교 만족하는 새로운$\Delta$ I band를 결정하였다. 새로운 band는 기존의 Design Limit의 변화를 주지 않으면서 울진 발전소 기존의$\Delta$ I band를 포함하면서 운전상의 유연성 창상을 기하게 되었다.$\Delta$ I band를 포함하면서 운전상의 유연성 창상을 기하게 되었다.다. -
This paper describes the results of simulation of a CANDU operational transient problem (re-startup after short shutdown) using the Coupled Reactor Kinetics(CRKIN) code developed previously with CANDU Reactor Regulating System(RRS) logic. The performance in the simulation is focused on investigating the behaviours of neutron power and regulating devices in accordance with the changes of xenon concentration following the operation of the RRS.