We present the result of physical studies for three integral-type burnable absorbers of gadolinia, erbia and IFBA, in the hexagonal fuel assembly. The analysis of nuclear characteristics for gadolinia and IFBA cases shows that the spectrum hardening of hexagonal fuel assembly compared to rectangular one leads to smaller reactivity hold-down worth(RHW) and less change of MTC in the negative direction per insertion of one burnable absorber rod. Erbia case, on the other hand, exhibits reversed trend in RHW and MTC due to the enhanced absorption of large resonance of Erbium at 0.5 eV It turns out to be that Erbia performs best in terms of minimizing the peak pin power and maintaining as more negative MTC as practically attainable during the entire operational phase, and IFBA provides the least residual reactivity penalty at EOC. Therefore, we take Erbium as the suitable burnable absorber and provide optimal designs of 60, 120, 180, 240 and 300 erbia-shimmed hexagonal fuel assemblies with regard to minimizing the peak pin power.

The identification of radioactive source in a medium with a limited number of external detectors is introduced as an inverse radiation transport problem. This kind of inverse problem is usually ill-posed and severely under-determined, however, its applications are very useful in manu fields including medical diagnosis and nondestructive assay of nuclear materials. Therefore, it is desired to develop efficient and robust solution algorithms. As an approach to solving inverse problems, an artificial neural network is proposed. We develop a modified version of the conventional Hopfield neural network and demonstrate its efficiency and robustness.

In this study, the boundary element method (BEM) is used to treat the homogenization of the baffle and reflector. First, the multigroup diffusion equations (MDE) within the core are solved using BEM as a source problem under the assumption that the core material is uniformly distributed. Then, the solution to MDE for the water reflector which should be extended infinite can be attained from a boundary source problem also via BEM. Finally, these two solutions are coupled through albedos of the slab-shaped baffle so that one could obtain heterogeneous interface currents and fluxes between the core and the baffle/reflector resulting in the location-dependent equivalent parameters for the baffle/reflector.

국내 WH형 가압경수로에서 V-5H 연료와 함께 사용되고 있는 분리형 가연성흡수봉인 WABA와 V-5H 연료의 5대 장점중 하나로 국외에서 널리 사용중인 일체형 가연성흡수봉인 IFBA에 대한 비교 평가를 수행하였다. WH형 3-Loop 원전을 대표한 영광 2호기를 대상으로 하여 4.2 w/o 농축도의 신연료 60개 장전을 가정하여 WABA 사용 노심, IFBA 사용 노심, WABA+IFBA 혼합사용 노심에 대한 최적 평형노심 장전모형을 선정하고 각각에 대한 노심특성 및 경제성을 평가하였다. 장전모형 선정 및 노심특성 분석에는 한전이 보유하고 있는 WH사의 APA (ALPHA/ PHOENIX-P/ANC) 7.8.0 코드체계를 사용하였으며 경제성 평가에는 POCO 코드를 사용하였다.

A nodal transport method based on the F$_{N}$ method is developed for the transport calculation in x- y geometry and tested for benchmark problems. Using transverse integration, the two-dimensional transport equation is converted to one-dimensional equations for x, y-directions and the one-dimensional equations are integrated over azimuthal angle. With proper approximations for the transverse leakage, the one-dimensional equations are discretized by using the F$_{N}$ method without truncation error. At present, isotropic approximation of the transverse with a quadratic or flat shape in spatial variable is tested.ted.

고리 1 호기 원자로 감시？슐에서의 고속중성자 플루언스를 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 MCNP에 의해 계산된 핵연료봉출력분포를 사용하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 1 MeV이상의 중성자를 수송시켰다. 감시？슐은 실제의 같은 크기로 모델링하였고 감시？슐안의 시편은 원자로 압력용기와 같은 재질의 직육면체로 가정하였다. 그리고 MCNP에 의해 감시시편내의 방사화 시료의 핵반응단면적을 계산하였다. 또한 MCNP에 의해 이론적으로 계산된 감시？슐에서 중성자 플루언스와 기존의 감시시험에서 측정된 포화방사능으로 부터 계산된 실험적 감시？슐 중성자 플루언스를 비교하였다. 이론적 ？슐플루언스와 실험적 ？슐플루언스의 비는 대체로 1.0에서 크게 벗어나지 않았으나 감시시험과 시편에 따라 크게 벗어나는 경우도 있었다. MCNP에 의한 유효반응단면적의 계산방법이 기존의 방법보다 모델링 및 계산의 불확실성을 최소화 할 수 있으므로 이번 연구에서 고려하지 못한 원자로심의 연소도를 고려한다면 매우 신뢰성이 높은 결과를 얻을 수 있다.

국내의 17$\times$17형 원전연료는 종전의 KOFA 연료로부터 Westinghouse(WH)사 Vantage-5H (V5H) 연료로 대체중에 있으며, 울진 1,2호기의 경우 8주기부터 V5H 연료를 장전한다. V5H 연료는 연료 상하부를 천연우라늄으로 구성함으로써 축방향 농축도가 균일하지 않으므로 기존 FRAMATOME사의 2차원 노심운전분석코드체계 (CEDRIC-CARIN-ESTHER)로는 정확한 노심 분석이 불가능하다. 따라서, 본 연구에서는 V5H 연료가 장전되는 울진 1,2호기에 대한 3차원 노심분석을 위하여 WH사의 INCORE-3D와 TOTE 코드를 PC-Version으로 개발하여 기존 코드체계를 대체하였다. 또한 WH형 원전과는 상이한 형식을 갖는 울진 1,2호기의 중성자속 측정 자료를 INCORE 코드에 적합한 형태로 변환하기 위한 C2I 코드를 개발하고 울진 1호기 6주기의 실제 중성자속 측정 자료를 이용하여 검증하였다. 이들 개발 코드들을 울진 원전에 설치하고, 1호기 8주기 출력상승중 노심출력분포 측정시험(75% 및 100% 출력시험)에 적용한 결과 기술지침서 상의 모든 제한사항이 만족되며 코드성능 또한 만족함을 확인하였다.

Feasibility of soluble boron free operation for the medium-sized commercial reactors was investigated. Westinghouse advanced reactor, AP-600 was chosen as a design prototype. Design modification was applied for the assembly design with gadolinia burnable poison-high Gd enrichment and axial poison zoning. CASMO and NECTA-C code system checked axial offset and peaking factors as fuels burned up. A core with complex axial burnable poison zoning satisfied design goals - small excess reactivity for 18 month cycle. Therefore, critical bank positioning for three control rod banks was sought with ease. A.O. value and Fq value were kept within the safety limit.

Wavelets are localized in space and in frequency. This localization properties result from the multiresolution analysis of wavelets. The wavelet transform can be used to detect singularity of dynamic systems after the signal is de-noised. We applied the wavelet transform decomposition and do-noising procedures to the Hanaro dynamics consisting of 39 nonlinear differential equation plus Gaussian noise. The numerical tests demonstrate that the wavelet transform de-noising is effective for detection of the abrupt reactivity change and computationally efficient. Thus this wavelet theory could be profitably utilized in a real-time system for automatic event recognition (e.g., reactor condition monitoring).

In this study, we proposed a fuzzy gain scheduler with intelligent learning algorithm for a reactor control. In the proposed algorithm, we used the gradient descent method to learn the rule bases of a fuzzy algorithm. These rule bases are learned toward minimizing an objective function, which is called a performance cost function. The objective of fuzzy gain scheduler with intelligent learning algorithm is the generation of adequate gains, which minimize the error of system. The condition of every plant is generally changed as time gose. That is, the initial gains obtained through the analysis of system are no longer suitable for the changed plant. And we need to set new gains, which minimize the error stemmed from changing the condition of a plant. In this paper, we applied this strategy for reactor control of nuclear power plant (NPP), and the results were compared with those of a simple PI controller, which has fixed gains. As a result, it was shown that the proposed algorithm was superior to the simple PI controller.

The robust controller for the nuclear reactor power control system is designed. The reactor model is set up by use of the point kinetics equations and the singly lumped energy balance equations. Since the model is different from the actual plant, the controller which makes the system robust is necessary. The perturbation of the actual plant is investigated with respect to several possible sources of uncertainty. Then the overall system is configured into the two port model and the $H_{\infty}$ controller is designed. The loop shaping and the permissible control rod speed are considered as the design constraints. The designed $H_{\infty}$ controller provides the sufficient margins for the robustness, and the system output as well as the control input satisfy their relevant requirements.

In this paper, the self-organizing fuzzy logic controller is developed for water level control of steam generator. In comparison with conventional fuzzy logic controllers, this controller performs control task with no control rules at initial and creates control rules as control behavior goes on, and also modifies its control structure when uncertain disturbance is suspected. Selected parameters in the fuzzy logic controller are updated on-line by the gradient descent loaming algorithm based on the performance cost function. This control algorithm is applied to water level control of steam generator model developed by Lee, et al. The computer simulation results confirm good performance of this control algorithm in all power ranges. This control algorithm can be expected to be used for automatic control of feedwater control system in the nuclear power plant with digital instrumentation and control systems.

The Dynamic Safety System (DSS) is a compute. based reactor protection system that has fail-safe nature and perform dynamic self-testing. In this paper, the implementation of DSS in PLC is presented for PWR. In order to choose adequate PLC implementation model of DSS, the reliability analysis is performed. The KO-RI unit 2 Nuclear power plant is selected as the reference plant, and the verification is carried out using the KO-RI unit 2 simulator FISA-2.

A methodology for estimating the number of failed fuel rods bused on the primary coolant activity in operating PWRs has been developed. This method deals with both the diffusion and the kinetic models. In case of small or medium cladding failures, the diffusion model which can consider different sizes of failure is used, whereas for large cladding failures the kinetic model is used. From the kinetic model, the release-to-birth rate ratio (R/B) is represented as a linear function of the number of failed fuel rods. This has been done by expressing the escape rate coefficient in terms of the slope of log(R/B) versus $log\;{\lambda}$. The present method has been applied to the cases of 26 cycles of several nuclear power plants for which ultrasonic testings were performed. The results show that the present method gives better predictions than the existing computer codes such as IODYNE and CADE.

고리 원자력 1호기 14주기(‘95년도) 운전기간 중 증기발생기 세관 열전달 용량 저하로 전출력 운전 기간동안 정격출력보다 15% 감발 운전한 경험이 있었는데, 이 기간중 냉각재내 방사성 부식생성물(CRUD) 농도가 약 80% 감소됨을 발견하였다. 이때 출력감소 비율보다 많은 CRUD 감소현상 규명을 위해 냉각재 수질관리인자와 EPRI 피복재 부식모델인 PFCC코드를 사용한 피 복재 산화물 두께변화 등을 비교한 결과, 운전중 용출되는 방사성 부식생성물은 핵연료 표면의 피복재 산화물에 흡착된 Co핵종이 피복재 산화물 이탈시 함께 거동하는 것으로 확인되었으며, 피복재 산화물 이탈은 산화막 두께 및 열유속에 주로 의존함이 밝혀졌다. 따라서 냉각재내에서 방사성 부식 생성물의 생성률 저감을 위해서는 정상운전시 핵연료 표면의 산화막 증가를 억제할 수 있는 수질 조건을 도출하고 그에따른 운전을 통해 원전 작업자의 방사선 피폭량 저감 및 방사성폐기물의 발생을 줄일 수 있을 것으로 여겨진다.

원전 일차계통 내부구조물에 심각한 손상을 유발할 수 있는 금속파편의 탐지 및 진단기술을 비교하고 공유하기 위하여 LPM(loose part monitoring) Benchmark Exercise를 수행하였다. 금속파편 충격에 대한 Benchmark Data는 미국 Catawba Unit 2에서 취득하였으며 6가지 질량의 강구를 다른 높이에서 낙하시킨 36 종류의 data set으로 구성되어 있다. 출격위치 및 강구의 질량을 추정한 결과 실제값과 잘 일치하였고 국내 분석기술의 유용성을 보였으며 외국기술과 비교할 때 동등한 수준임을 확인하였다.

월성1호기의 경우 운전원이 중수증기 회수계통 현장 검사(Survey)에 약 3시간 정도를 소요하고 있으며, 자료의 분석과 수집을 위해 각 기기 제어반(Panel)에 기록계(Recorder)를 설치하여 기록된 기록지를 통해서 작업해야 만 한다. 이처럼 기존 설비의 경우 운전원은 많은 시간과 작업 부담을 갖고 운전하게 될 뿐만 아니라 다른 계통을 점검하는데 필요한 많은 시간을 얻기가 어려운 형편이다. 그러나 PLC SYSTEM 내의 한 부분인 공정감시제어를 위한 MMI(Man Machine Interface) SOFTWARE를 사용하여 조사할 경우 약 3분이면 중수증기회수 전 계통을 점검할 수 있고, 경향감시(Trend) 기능을 사용하면 기록계 설치 없이도 과거나 현재의 변화 추이 및 문제점 분석은 물론 계통 결함 발생시 발생되는 경보기능으로 운전원의 신속한 인지가 가능하게 된다.

Total organic carbon (TOC) derived from organics is one of tile possible contamination in the reactor water system and causes of pH change and high conductivity levels. Measurements of total dissolved oxidizable carbon were carried out and its contribution to conductivities at elevated temperature was studied by using tile thermodynamic equilibrium analysis in carbonic acid system. The calculated conductivities were in good agreement with tile levels observed for tile formation of carbonic acid from salicylic acid solution.

PWR 원전에서의 원자로 정지시 일차측 화학제어 특성을 고찰하고 제어조건을 검토하여 국내 PWR 일차측 CRUD 제거를 위한 원자로 정지시 화학처리 조건을 도출하였다. 주요 정지시 화학처리 조건으로, 조기붕소화, 산성-환원 분위기 조성 (수소농도 $\geq$ 15cc/kg- $H_2O$), 과산화수소에 의한 산소화 (주입온도 82$^{\circ}C$, 주입농도 2~8 ppm) 및 정화 탈염기 유량을 최대로 하는 운전을 제시하였다.

Trickle bed를 이용하여 고분가 촉매에 의한 용존산소 제거반응을 수행하였다. 고분자 촉매는 폴리스티렌-디비닐 벤젠의 공중합체로 이루어진 담체를 제조하여 백금 용액을 함침시킨 후 수소로 환원하여 제조하였다. trickle bed는 수소 및 산소로 포화되어 있는 물을 향류식으로 접촉할 수 있도록 설계하였다. 이 경우는 액상 실험 장치와 달리 포화기가 없기 때문에 장치는 비교적 단순하였으나 컬럼내에 축적되는 액상의 축적이 중요한 운전변수로 나타났다. trickle bed에서의 용존산소 제거 거동을 semi-empirical relation으로 나타내어 실험치와 비교한 결과 예측된 모델과 매우 잘 일치하는 것으로 나타났다.

약 30$0^{\circ}C$, 160 kg/$cm^2$의 원자로냉각재계통에서 사용이 가능한 $^{60}$Co 제거용 고온흡착제를 얻기 위하여, ZrO$_2$를 zirconyl nitrate를 출발물질로 하여 졸-겔법으로, aluminum isopropoxide를 출발 물질로 하여 A1$_2$O$_3$를, aluminum isopropoxide와 titanium tetraisopropoxide를 출발물질로하여 TiO$_2$-A1$_2$O$_3$를, aluminum isopropoxide와 zirconium propoxide를 출발물질로 하여 ZrO$_2$-A1$_2$O$_3$를 금속알콕사이드 가수분해법으로 제조하였다. 제조한 흡착제는 600~140$0^{\circ}C$의 온도로 하소 하였으며, 결정전이, 열적특성, 비표면적 등의 물성변화를 알아보기 위하여 X선회절, 적외선분광분석, 열분석, 전자현미경 관찰, BET 비표면적 등을 측정하였다. 또한, 고온수에서 이들 흡착제의 Co$^{2＋}$ 흡착특성을 autoclave를 이용한 회분식 흡착실험으로 알아보았다. 이들 흡착제 제조시 하소온도에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량, $Al_2$O$_3$ 흡착제 제조시 pH 변화에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 TiO$_2$-A1$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.

수소동위원소 교환반응에 이용되는 스티렌-디비닐벤젠 고분자 촉매 담체를 제조하였다. 중합반응시 일정한 용매계에서 용매/모노머 함량비와 팽윤제/침전제 함량비를 변화시켜 담체의 표면특성에 미치는 영향을 확인하였다. 가교도가 33%일 경우 용매/모노머가 2.0 이하에서 팽윤제/침전제의 함량비가 증가할수록 10~30$\AA$의 반경을 갖는 기공의 분포가 증가하였다. 담체의 열적안정성을 확인하기 위한 열 중량 분석에서는 온도를 일정한 비율로 단시간에 증가시킬 경우에는 담체의 가교도에 관계없이 35$0^{\circ}C$ 근처에서 거의 유사한 degradation을 보였지만 온도를 매우 천천히 증가시켜 장시간 노출시킬 경우 가교도에 따라서 degradation의 정도와 경향이 다르게 나타남을 확인하였다.

중수형 발전소에서 삼중수소 제거나 중수생산과 관련된 수소동위원소 교환반응용으로 이용되는 소수성 고분자촉매의 담체인 스티렌-디비닐벤젠 공중합체의 촉매금속인 백금의 흡착 특성을 관찰하였다. 백금담지실험을 위해 고분자담체를 제조하였으며, 항상 일정한 표면적과 기공분포를 얻을 수 있었다. 백금담지실험결과 10시간 정도가 지나면 흡착평형에 도달함을 알 수 있었으며, 흡착평형실험 결과는 Langmuir model을 잘 따르고 있음을 알 수 있었다.

In order that a mobile robot executes the real tasks such as inspection and maintenance in nuclear facility efficiently, the coordination between the mobile platform and the manipulator is essentially required In this paper, a new motion control method for a mobile robot to execute the tasks in nuclear facility efficiently is proposed. A series of simulations are performed to verify the effectiveness of the proposed method.

증기발생기 노즐댐작업은 고방사선 구역에서의 극한작업으로서 로봇이 이 작업을 성공적으로 수행하기 위해서는 로봇을 증기발생기 수실 내부로 자동으로 입실시켜 노즐댐 장/탈착 작업시 로봇의 플랫포옴 역할을 담당함과 동시에 작업 완료후 로봇을 수실 외부로 회수하는 장치인 로봇 입/퇴실장치의 개발이 필수적이다. 본 연구에서는 증기발생기 노즐 댐작업용 로봇시스템 개발을 위하여 로봇 입/퇴실장치의 최적설계를 위한 기구학 해석을 수행하였다.

Remote nuclear cask handling device (RNCHD)는 사용후 핵연료cask의 원격 조작에 있어서 안전성과 성능을 향상을 목적으로 한다. RNCHD의 한부분인 grapple은 사용후 핵연료cask의 이동 및 수송 또는 용기뚜껑의 개폐를 위하여 cask의 벽에 대각선으로 돌출되어있는 두 개의 trunnion에 삽입되어야한다. 그러나 trunnion으로의 grapple 삽입은 용기중심과 grapple 장치 중심사이의 위치와 방향편차 때문에 어렵게된다. 인공신경망은 grapple에 설치된 광전센서를 사용하여 용기의 중심으로 부터 grapple 장치의 상대적 위치를 계측하기위해 사용된다. 인공신경망 학습은 광전센서값과 grapple의 상대적 위치와 방향사이의 함수적 관계를 추론하기 위해 수행된다. 이렇게 측정된 RNCHD의 중심위치는 grapple의 자세를 맞추기 위한 제어입력값으로 제공된다. 인공신경망 학습을 위한 데이터는 grapple 장치와 trunnion을 모사한 1/2 스케일의 실험장치를 사용함으로써 얻어진다. 학습된 인공신경망은 학습에 사용 안된 센서입력값, 즉 새로운 grapple의 위치에 대해서도 정확성을 가지고 grapple 장치의 위치와 방위를 측정할 수 있었다.

Leak-before-break(LBB) approach has been shown to be both cost and risk effective by reducing maintenance cost and occupational exposure when applied to high energy piping in nuclear power plants. For Korean Next Generation Reactor(KNGR) development, LBB is considered for the Main Steam Line(MSL) piping inside containment. Unlike the reactor coolant piping leakages which can be detected by particulate and gaseous radiation monitoring, main steam line leak detection systems must be based on principles that do not involve radioactivity. Ceramics are widely used as humidity sensor materials which can be further developed for nuclear applications. In this paper, we describe the progress in the development of ceramic humidity sensors for use with the main steam lines of KNGR.

The potential value of the Application Specific Integrated Circuits(ASIC's) in safety systems of Nuclear Power Plants(NPP's) is being increasingly recognized because they are essentially hardwired circuitry on a chip, the reliability of the system can be proved more easily than that of software based systems which is difficult in point of software V&V(Verification and Validation). There are two types of ASIC, one is a full customized type, the other is a half customized type. PLD(Programmable Logic Device) used in this paper is a half customized ASIC which is a device consisting of blocks of logic connected with programmable interconnections that are customized in the package by end users. This paper describes the RPS(Reactor Protection System) composed of ASICs which provides emergency shutdown of the reactor to protect the core and the pressure boundary of RCS(Reactor Coolant System) in NPP's. The RPS is largely composed of five logic blocks, each of them was implemented in one PLD, as the followings. A). Bistable Logic B). Matrix Logic C).Initiation Logic D). MMI(Man Machine Interface) Logic E). Test Logic.

현재 운영중인 문서식 절차서 시스템과 개발이 완료된 전자식 절차서 시스템인 Maiden Reactor Project의 COPMA를 분석하여 COPMA가 가지고 있는 기능들에 대한 장, 단점을 파악, 평가하였으며, 그 평가를 이용하여 KNGR 전자식 절차서 시스템의 상위개념을 설정하고, 전자식 절차서 시스템이 필수적으로 가져야 하는 기능들을 도출하였다.

발전소 비정상 상태시 원자로를 신속히 정지시키고 정지후 원자로 내의 열을 효율적으로 제거하며 또한 그러한 상태에서 발생할 수 있는 방사성 물질을 환경으로 누출되는 양을 제한하여 방사성 물질 방출로부터 공중을 보호하기 위한 계통으로, 월성 2호기는 새로운 인허가 요건 사항 변경, 적용 코드 및 기준(Code & Standard) 변경 및 요건 강화, 생산 및 제작 중단에 의한 변경, 기타 월성 1호기에서 운전중 불편하고 개선되어야 할 사항 등 총 84개의 설계 변경을 적용하여 월성 1호기 보다 진보, 개량된 발전소로 설계하여 2호기는 97년 상업 운전 목표로 시운전중에 있다.

Since the middle of the eighties of this century a research program both for heating reactor and investigation of heating reactor thermal-hydraulics has been carried out in Institute of Nuclear Energy Technology(INET) of Tsinghua university in China. This kind of heating reactor is a light water cooled and integrated natural circulation reactor with low system pressure and low quality at the exit of core. Because of relatively long riser and low system pressure. a little change of the quality at the exit of the core will result in a relatively large variation of void fraction in the riser. Two full scale test loops. HRTL-5 and HRTL-200 simulating the HR-5 and HR-200 heating reactors in geometry and operation parameters respectively, and some test results from the HRTL-200 test facility are shown in this paper. The range of studied system pressure is from 1.0MPa to 4.0MPa, the largest heat flux is about 50 W/cm2, and the quality at the exit of test section is less than 5%.

혼합증기(수증기/공기)의 막응축 열전달 계수를 수직한 벽면에서 측정하고 상관식을 개발하였다. 열전달 상관식은 액막측과 증기측으로 구분하여 만들었고, 액막측 전열계수의 상관식은 액막의 Reynolds수와 Prandtl수의 함수로 나타냈으며, 증기측 전열계수의 상관식은 증기의 Reynolds수, Prandtl수, Schmidt수 및 공기의 질량분율, 액막 Reynolds수의 함수로 제안하였다. 응축 액막의 두께와 확산층의 순간온도 측정결과로부터 액막의 파형 계면이 확산층에서의 열 및 물질전달에 큰 영향을 끼치고 있음을 확인하였고, 증기측 전열계수의 상관식에 포함된 액막 Reynolds수가 파형 계면의 영향을 반영하고 있다.

An experimental study on critical heat flux (CHF) and two-phase flow visualization has been performed for water flow in internally-heated, vertical, concentric annuli under near atmospheric pressure. Tests have been done under stable forced- circulation, upward and downward flow conditions with three test sections of relatively large gap widths (heated length = 0.6 m. inner diameter = 19 mm, outer diameter = 29, 35 and 51 mm). The outer wall of the test section was made up of the transparent Pyrex tube to allow the observation of flow patterns near the CHF occurrence. The CHF mechanism was changed in the order of flooding, chum-to-annular flow transition, and local dryout under a large bubble in churn flow as the flow rate was increased from zero to higher values. Observed parametric trends are consistent with the previous understanding except that the CHF for downward flow is considerably lower than that for upward flow.

The new concept of dry area formation based on Poisson distribution of active nucleation sites and the concept of the critical active site density is presented. A simple statistical model is developed to predict the change of slope of the boiling curve up to critical heat flux (CHF) quantitatively. The predictions by the present model are in good agreement with the experimental data. Also it turns out that the present model well explains the mechanism on how the surface wettability influences CHF.

울진 3,4호기 유출관계통의 과도현상을 평가하기 위해서 발전소 과도해석용 코드인 Modular Modeling System(MMS) 코드를 이용하여 수력학적 현상을 모사하고 유출관제어밸브 및 배압제어밸브의 특성, 이들 밸브들의 제어특성 및 밸브들의 운전특성등을 고려하여 분석을 수행하였다. 분석결과 배압제어밸브 제어기 제어변수의 적절한 선정이 계통의 과도현상에 매우 큰 영향을 미치고 있기 때문에 배압제어기 제어변수 선정이 계통의 과도현상 완화에 매우 중요한 인자임을 알 수 있었고, 배압제어밸브의 Stroke 속도변화가 유출관계통의 과도현상에 상당한 영향을 미치고 있음을 알았다. 또한 배압제어밸브의 특성에 따른 유출관계통의 과도현상을 분석한 결과 유출관제어밸브의 운전에 따라 배압제어밸브 특성이 결정됨을 알았다. 결과적으로 유출관계통의 과도상대를 적절하게 제어하기 위해서는 밸브의 특성, 밸브의 Stroke 속도 및 배압제어벨브 제어기 제어변수등의 적절한 선정이 필수적으로 계통설계단계에서 고려되어야 한다고 판단된다.

Flow oscillations in boiling channels induces a drastic reduction of the (critical heat flux) CHF or premature burnout. However, most of CHF works and correlations have been focused on stable flow conditions without considering flow oscillation. Therefore to improve the understanding on flow oscillation CHF, in this paper a new CHF correction factor to predict the CHF values under flow oscillation conditions has been developed from 126 experimental data. Also to investigate the dominant factor on flow oscillation CHF parametric trends are analyzed by using the developed correction factor. The overall mean accuracy ratio of the developed correction factor is 1.033 with a standard deviation of 0.195. The RMS errors 0.198. Its assessment shows that the predictions agree well with the experimental data within 25% error bounds.

한국원자력연구소에서는 최고 16MPa애서 운전할 수 있는 RCS 열수력 Loop를 저작하고 CHF 측정실험을 수행하고 있다. 본 연구에서는 저유량조건에서 압력이 CHF에 미치는 영향을 조사하기 위해 압력 12MPa, 질량유속 300~550kg/$m^2$.s, Test Section입구 과냉도 210 kJ/kg의 범위에서 CHF 실험을 수행하였다. 본 실험조건에서 CHF는 환상류영역에서 발생하였으며 발생기구는 Entrainment-Limited CHF가 지배적이었다. Doerffer의 CHF 상관식은 저압에서 예측능력이 현저하게 떨어지나 고압조건에서는 실험자료를 잘 예측하였다. Bowring의 상관식은 고압 및 저압에서도 양호한 예측능력을 보여주었다.

Phase Doppler particle analyze. (PDPA) is a instrument which can be used to obtain simultaneous size and velocity measurements in a multiphase flow. In this study, the size of the water droplets entrained from a bubbling surface of a stagnant liquid column is measured by PDPA with a specially designed transmitter of long focal length and large beam diameter. The test section tube is made of acryle with 18 mm I.D. and 900 mm length. The experimental data are obtained for the air superficial velocity between 0.7 m/s to 3.4 m/s at atmospheric pressure. The experimental results show that there exists large difference in the entrainment mechanism between the churn-turbulent flow and annular flow. Through the present study, the phase Doppler analyzer system is shown to be successfully applied to measure particle sizes larger than $2,000\mu\textrm{m}$ if a transmitter of long focal length is utilized.

A comprehensive scaling method is proposed for a scaled-down facility simulating SBLOCA in the CARR passive reactor (CP-1300). The present method consists of two stages: scaling methodology, and validation of scaling methodology and code. The present scaling methodology is based on the integral response scaling method. Through sensitivity study, the condensation of the top of the CMT is identified as one of the little-known phenomenon with high importance which should be addressed for the applicability of the code. Using the similarity of the derived scaling parameters, the major component geometries of the scaled-down facility are determined. In the case of 1/4 height and 1/100 area ratio scaling, it is found out that the power ratio is the same as the area ratio, and the present scaling methodology generates the design parameters of the scaled-down facility without any distortion.

국내 WH 형 발전소의 노심 DNB 분석에 사용되고 있는 THINC-W 코드에 대한 이해와 분석체제에 대한 개선의 일환으로 고리 2호기를 대상으로 하여 노심 분석모형에 대한 민감도 조사 및 이에 따른 설계 한계 DNBR의 변화를 각 열설계 방법론에 대하여 평가하였다. 적용된 열설계 방법론은 웨스팅하우스사의 STDP, ITDP. RTDP, 그리고 Mini-RTDP 등이며, 노심분석 모형은 경계면에서의 대칭을 가정하고 있는 기존모델(Old Model)과 개선된 모델(Improved Model)을 비교분석 하였다. 평가결과 두 분석모형은 부수로내 질량유속 거동과 통계적 열설계 방법론의 설계한계 DNBR에서 유사한 결과를 보여주었으며, 고출력 영역에서는 개선된 분석모형의 적용이 보다 타당한 것으로 평가되었다. 따라서 운전영역 전반에 걸친 제한적 조건에 대한 민감도 분석을 수행할 경우, 원자로 출력증강이나 첨두치의 증가, 운전전략의 변경등으로 발생할 수 있는 여러가지 불리한 조건에 대하여 열적 여유도를 확보할 수 있을 것으로 판단된다.

일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기안에 모두 포함하고 있고, 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리형원자로에 비해 구조특성상 대용량 원자로 냉각재 상실사고(LBLOCA)의 발생 가능성을 원천적으로 제거할 수 있다. 반면 원자로 냉각재의 보충 등을 위한 소형 배관의 파단 가능성은 역시 존재하므로 소용량 원자로 냉각재 상실 사고(SBLOCA)는 여전히 존재한다. 따라서 현재 한국원자력연구소에서 연구 개발중인 중소규모 전력생산 및 열 활용 목적의 일체형 원자로에는, 원자로 압력용기 외부에 별도의 압력용기(안전용기)를 설치하여 SBLOCA시 원자로 압력용기로부터 방출되는 냉각수를 안전 용기내에 보관하도록 함으로써 사고시 외부로의 방사성 물질 유출 가능성을 획기적으로 줄 일수 있는 설계 개념을 도입하고 있다. 본 논문에서는 안전용기의 설계시 효율적인 냉각방식에 대한 열유체 해석적 접근을 시도하였고, 예비개념설계된 일체형 열병합원자로의 설계상의 특징들 및 안전용기 설계시 앞으로의 연구방향 등도 간략히 소개하였다.

Direct safety injection into the reactor vessel downcomer annulus(DVI) is a fundamental feature of the KNGR(Korean Next Generation Reactor) four-train safety injection system. The numerical analysis of thermal mixing of ECC(Emergency Core Cooling) water through DVI with the water in the RVDC(Reactor Vessel Downcomer) annulus has been performed, in order to study the impact of nozzle location on the pressurized thermal shock and safety analysis. The results of this study show that the thermal mixing due to the natural circulation induced by the limiting accident conditions is sufficient to prevent temperature in the RVDC from dropping to the level of concern for PTS. When the DVI nozzle is located right above the cold leg, the temperature distribution at the outlet of flow field is most uniform. The tool used for numerical analysis is CFDS-FLOW3D.

Feasibility study on conceptual design tool for liquid metal reactor has been conducted to optimize the thermohydraulic and neutronic design parameters. To accomplish this task the neutronic code PRISM, fuel performance code and scaling method have been included into the conceptual design support system. ALMR(PRISM 303MWe) has been adopted as the reference plant and principally according to the power level, conceptual design parameters are optimized so that energy balance and neutronics balance seem to be satisfied. This paper presents only the results of optimization on primary system including the IHX system.

To investigate the effects of the side-orifice on the pressure drop for single-phase flow, a series of experiments have been carried out with 16 different downstream test sections with various combinations of side-orifice shapes, different numbers of side-orifices, and different arrangements of the side-orifice using water as a working fluid. From the measurements of the pressure drop and the flow rate, the pressure loss coefficient of the side-orifice(s) has been evaluated. Based on the total number of 529 present data, an empirical correlation for the pressure loss coefficient has been developed in terms of Reynolds number and geometric parameters, such as area ratio, equivalent diameter, leading edge, and average width of side-orifice.

To predict the average liquid level under the condition of the countercurrent stratified two-phase flow in a pipe, an analytical model has been suggested. This is made by introducing the interfacial level gradient into the liquid-phase and the gas-phase momentum equations. The analytical method for the gas-phase pressure drop calculation with f$_i$ $\neq$ f$_G$ has also been described using the liquid level prediction model developed in the present study.

Feasibility study has been accomplished to evaluate the effectiveness of the in-vessel core debris cooling through lower cavity flooding using two dimensional finite difference scheme. The volume of cerium pool and decay power rate generated in corium pool were evaluated as important parameters to the temperature distribution on the reactor vessel lower head through previous works. In this study, the corium volume based on the System 80＋ core structure and time dependent decay power rate are considered for feasibility evaluation. In addition, preliminary plans for the in-vessel core debris cooling through lower cavity flooding as severe accident management strategy, i.e. flooding timing, method and capacity, are suggested based on the result of the numerical study, international tendency related to in-vessel core debris cooling through lower cavity flooding.

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다. 본 연구에서는 노심 용융물의 모사체로 고온의 Thermite 20kg을 영광 원자력 발전소 3, 4호기에 사용된 콘크리트 시편에 부어 중대사고시 MCCI 현상을 모사하였다. 실험에서는 국내 콘크리트에서의 침식율, 가스 및 입자 발생률을 측정하였다. 실험에서 측정된 용융물의 최고 온도는 약 2230 $^{\circ}C$이고, 콘크리트 시편으로의 최대 하부 열유속은 초기에 약 1.1~1.3 MW/$m^2$로 나타났으며, 전체적인 콘크리트의 침식 깊이는 약 15mm 그리고 초기의 최대 침식율은 129 cm/hr로 나타났다. 향후에 이 실험 결과를 MELCOR 코드의 MCCI 해석 모듈인 CORCON-MOD3의 해석 결과와 비교할 예정이다.

울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 대형파단 냉각재상실사고 거동에 미치는 현상을 파악하여 이를 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용하고자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC 가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 대형파단 사고시 안전주입탱크 용량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용기준$^{(1)}$ 을 만족하였다. 또한 저압 안전주입계통을 고려하지 않았을 경우, 안전주입탱크 용량을 울진 3,4호기의 60%, 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 175%로 가정했을 때 경수로용 비상노심냉각계통 허용기준을 만족함을 확인하였다.

Boric acid concentrations of the refueling water storage tank (RWST) and the accumulators for Ulchin 1&2 (UCN 1&2) are increased to meet the post loss of coolant accident (post-LOCA) shutdown requirement for the extended fuel cycles from 12 months to 18 months. To maintain long term cooling (LTC) capability following a LOCA, the switchover tine is examined using BORON code to prevent the boron precipitation in the reactor core with the increased boron concentrations. The analysis results show that, at 8 hours after the initiation of LOCA. the emergency core noting system (ECCS) should be manually realigned to the simultaneous recirculation mode from the cold leg recirculation mode.

Midloop 운전중 RHR 기능 상실사고를 모의 실험한 Bethsy 6.9d에 대해 CATHARE2 코드를 이용하여 해석하였다. 이 실험의 초기조건은 계통수위를 고온관 중간까지 낮추고, 그 윗부분은 비응축 가스로 차 있는 midloop 상태를 유지하는 것이다. 잔열은 원자로 정지 2일 후를 가정한 노심출력을 사용하였으며, 계통내 방출유로는 상부의 Upper head vent와 가압기 vent 및 고온관 1에 연결된 Letdown line과 수위지시계 방출유로가 열려 있다고 가정하였다. 또한 세 개의 loop중 증기발생기 한대만 이유 가능하고, 나머지 두 대는 이차측이 공기로 가득 차 있는 상태를 유지하였다. 이 연구의 주된 목적은 midloop 운전중 RHR 기능 상실사고에 대한 위와같은 상태에서 계통의 열수력적 현상을 실험을 통해 이해하고 코드 예측능력을 평가하는 것이다. CATHARE2 코드 계산결과 대체적으로 실험의 현상을 잘 모의하고 있으나 다음 사항에 대해서는 차이를 보이고 있다. 첫째 노심내 물의 혼합을 적절히 모의하지 못하여, 노심내 국부적 증기 발생 시점이 실험에 비해 약 250초 빨리 나타났다. 둘째 노심에서 고온관으로의 물의 유입이 많아 고온관에서 기포율이 실험에 비해 낮게 나타났다. 마지막으로 밀림관(surge line)에서 물의 유입에 의한 압력차가 실험보다 높게 나타났다.

저출력/정지시의 사고가 노심손상에 미치는 영향이 작지 않은데 비하여, 그 영향을 평가할 수 있는 체계는 확립되어 있지 않다. 특히 인적오류가 차지하는 비중이 크며 따라서 그 평가 방법을 개발하여야 한다. 본 연구에서는 영향도를 이용하여 인적오류에 영향을 주는 수행특성인자들을 동시에 고려함으로써 수행특성인자들 사이의 의존성 평가를 어느 정도 가능하게 하였다. 특히 저출력/정지시 대표적인 MRA 작업을 선정하여 인적오류 평가 방법을 적용함으로써, 본 방법이 다른 저출력 정지시 수행작업들에 대한 인적오류에도 적용 가능한 매우 유연한 방법임을 보여 주었다.

본 논문은 그 동안 원자력발전소 비상디젤발전기(Emergency Diesel Generator : EDG)의 신뢰도 계산에 사용되어 온 Wyckoff 방법의 문제점을 지적하고, 새롭게 Parametric Empirical Bayes(PEB) 방법의 적용을 제안하고자 한다. Wyckoff 방법은 단순히 성공률을 계산하여 그 값을 EDG의 신뢰도로 간주하고 있어 많은 모순점을 내포하고 있다고 지적되어 오고 있다. Martz에 의해 제안된 PEB 방법은 과거의 경험적 자료를 신뢰도 분석에 이용함으로서 계산된 신뢰도의 정도를 높히는 새로운 계산법이라 할 수 있다. 따라서, 본 논문에서는 국내에서 취득한 EDG 운전자료들을 이용하여 Wyckoff 방법과 PEB 방법에 의한 신뢰도를 계산하고 그 결과를 비교하여 PEB 방법의 효용성을 검토하였다.

LOFT LBLOCA test, LP-02-6 was analyzed using RELAP5/MOD3.2. It has a distinguished thermal-hydraulic phenomenon of a positive bottom-up core flow in tile blowdown phase. A modified nodalization which is based on that used in LP-LB-1 calculation by Lubbesmeyer was used in the calculation. RELAP5/MOD3.2 predicted overall system hydraulic behavior relatively well. However, the bottom-up quenching in the middle part of the core was not predicted sufficiently. It was demonstrated also that the peak cladding temperature can be predicted well by adjusting a discharge coefficient. But more improvements are needed in order to apply this code to actual plants with less user dependency.

경수로형 원자로의 중대사고 진행시 압력용기내 노심의 용융현상 및 재배치과정 등에 대한 MELCOR 코드내 노심손상모델의 예측 및 분석능력을 검증하고자 하였다. 이를 위하여 노심손상 모의실험중 하나인 독일의 KfK에서 실시된 CORA-13 실험을 선정한 후 이 실험을 MELCOR 1.8.2 코드를 이용하여 계산하였다. 실험결과와 계산결과를 비교분석하고 또한, MELCOR 코드에 대한 민감도분석을 수행함으로써 MELCOR 코드내 손상된 노심의 거동에 대한 열수력모델들을 검증하였다.

가압경수로의 기동과 냉각시 발생할 수 있는 저온과압사고는 원자로 압력용기의 취성파괴를 유발할 위험이 있다. 따라서 발전소는 저온과압을 방지하기 위해 기술지침서의 온도-압력 곡선을 토대로 운전온도에 따른 압력경계를 제한하고 있으며, 과압방지설비로 가압기 PORV나 잔열제거계통의 방출밸브를 갖추고 있다. 미 NRC에서는 GL90-06을 통해 저온과압사고에 대한 안전성 분석을 권고하고 있으며, 이에 따른 표준 기술 지침서를 제시하였다. 국내 가동 원자력발전소중 영광 3,4호기 이후에는 설계시 이를 반영하였으나, 타 발전소에는 반영되질 않았다. 이 논문에서는 이들 운전중인 가압경수로의 저온과압사고에 대한 안전성 분석을 수행하기 위해 개발한 안전성 평가 방법을 제시하였다.

RD-14은 CANDU형 발전소를 묘사하기 위한 실험장치로서 여러 초기조건에서 자연순환 실험이 수행되었다. 본 연구에서는 RD-14 실험장치의 자연순환 실험을 RELAP5 코드로 모사하여 결과를 비교·평가하였다. 본 연구는 CANDU형 발전소 사고해석의 검증용 코드로서 RELAP5 코드의 적용 타당성을 평가하기 위한 과정으로 수행되었다. 계산결과, RELAP5 코드는 RD-14 실험장치의 자연순환 실험을 잘 예측하고 있음을 보여주고 있어 CANDU형 발전소의 자연순환 평가에 유용하다는 결론을 얻었다.

THERP (Technique for Human Error Rate Prediction) 방법론은 원전의 확률론적 위험성 평가 (PSA)시 운전원과 작업자의 인간오류평가에 가장 널리 사용되고 있는 방법이다. HRA Handbook 이라고도 불리는 이 모델은 운전원 행위를 시스템 부품의 한 요소로 가정하고 인간오류를 평가한다. 본 논문은 이 방법론을 이용하여 원전 등과 같이 위험시설물 중의 하나인 개스밸브기지에서의 작업자 보수시 인적오류를 평가하고 기계적 오류와 함께 인적오류의 기여도를 계산하였다. 본 방법론은 원전, 개스밸브 기지 뿐만아니라 석유화학 플랜트와 같은 위험시설물의 인적오류평가에도 유연하게 사용될 수 있음을 보여주었다.

The conceptual design of Korea Next Generation Reactor (KNGR), which is 3914 MWt PWR, includes the safety depressurization system (SDS) to comply with U.S. NRC's severe accident policy. In this analysis, it is assumed that three Monobloc Sebim valves are adopted for the SDS bleed valves of KNGR. The characteristic of Monobloc Sebim are modeled in the CE-FLASH-4AS/REM code for this analysis. The various feed and bleed (F&B) procedures with Sebim valves are investigated for total loss of feedwater (TLOFW) event. It is found that if operators open two out of three Sebim valves in conjunction with four HPSI pumps before hot leg temperature reaches saturation condition, the decay heat removal and core inventory make-up function can be successfully accomplished. Therefore, this F&B procedure can be used for mitigating the TLOFW event of the KNGR. This result also demonstrates the feasibility of adopting the Monobloc Sebim valves for the SDS of KNGR.

Scoping analyses for the Safety Injection System (SIS) configuration for Korean Next Generation Reactor (KNGR) are peformed in this study. The KNGR SIS consists of four mechanically separated hydraulic trains. Each hydraulic train consisting of a High Pressure Safety Injection (HPSI) pump and a Safety Injection Tank (SIT) is connected to the Direct Vessel Injection (DVI) nozzle located above the elevation of cold leg and thus injects water into the upper portion of reactor vessel annulus. Also, the KNGR is going to adopt the advanced design feature of passive fluidic device which will be installed in the discharge line of SIT to allow more effective use of borated water during the transient of large break LOCA. To determine the feasible configuration and capacity of SIT and HPSI pump with the elimination of the Low Pressure Safety Injection (LPSI) pump for KNGR, licensing design basis evaluations are performed for the limiting large break LOCA. The study shows that the DVI injection with the fluidic device SIT enhances the SIS performance by allowing more effective use of borated water for an extended period of time during the large break LOCA.

The subchannel analysis was performed to verify the behavior of hot channel characteristics and obtain the information to support the core thermal-hydraulic behavior at post-trip steam line break with low flow condition. During this postulated accident, buoyancy-induced cross flow occurs, and the coupled nuclear and thermal-hydraulic interactions become important. The code predictions with TORC are in good agreement with the test data. Under such conditions, the mass flow increase in the hot channel by buoyancy-induced cross flow depends on the parameter $GR^{*}\;/\;Re^2$, and buoyancy effect becomes more noticeable as $GR^{*}\;/\;Re^2$ increases.

A model to estimate economic consequence of severe accident provides some measure of the impact on the accident and enables to know the different effects of the accident described as same terms of cost and combined as necessary. Techniques to assess the consequences of accidents in terms of cost have many applications, for instance in examining countermeasure options, as part of either emergency planning or decision making after an accident. In this study, a model to estimate the accident economic consequence is developed appropriate to our country focused on PWR accident costs from a societal viewpoint. Societal costs are estimated by accounting for losses that directly affect the plant licensee, the public, the nuclear industry, or the electric utility industry after PWR accident.

The main objective of the present study is to propose a new measure of uncertainty importance based on distributional sensitivity analysis. The new measure is developed to utilize a metric distance obtained from cumulative distribution functions (cdfs). The measure is evaluated for two cases: one is a cdf given by a known analytical distribution and the other given by an empirical distribution generated by a crude Monte Carlo simulation. To study its applicability, the present measure has been applied to two different cases. The results are compared with those of existing three methods. The present approach is a useful measure of uncertainty importance which is based on cdfs. This method is simple and easy to calculate uncertainty importance without any complex process. On the basis of the results obtained in the present work, the present method is recommended to be used as a tool for the analysis of uncertainty importance.

본 논문에서는 고압분출 사고시 격납용기 하중 완화를 위해 국내 원전에서 채택하고 있는 캐비티내 나포체적이 용융물 방출 분율에 미치는 효과를 분석하기 위한 방법을 제시하고, 이를 울진 3,4호기 캐비티 모형에 적용하였다. 이를 위해 용융물 방출을 예측을 위해 이미 개발된 Kim's 상관식에 고온 상사물을 모의하기 위한 방정식을 도출하여 고온 실험에 적용하였다. 또한, SNL에서 실험자료를 정리하면서 얻은 결과와 나포체적을 가진 캐비티를 대상으로 국내에서 수행된 실험결과를 이용하여 나포체적 해석을 위한 방안을 제시하였다. Kim's 상관식에 고온 상사물 모델을 위한 방정식과 나포체적 해석 방안을 적용. 개선하여 울진 3,4호기와 이와 유사한 캐비티모형에서 용융물 방출 분율을 예측하였다.

OECD-NEA 주관으로 수행된 TMI-2의 압력용기 변형연구의 결과, 하반부의 creep해석에 많은 문제점이 제기되어 있다. 본 논문은 TMI-2 노심용융 사고에 대한 기존 구조해석에서 creep 상관식의 형태, 적용방법 및 FEM 해석절차상의 상이점을 밝혀내고 이에 따라 압력용기 하반부의 파손확률이 크게 다르게 결정됨을 보였다. 기존의 TMI-2 구조해석에서 주 오차의 요인으로서 시간의 변화에 따른 국부열점 및 이를 포함한 재배치된 용융노심의 열경계조건의 불확실도와 압력용기강의 creep strain을 시간 및 온도에 대하여 불충분하게 묘사한 점을 밝혔다. 또한 creep-rupture 예측에 사용된 Larson-Miller Parameter도 해석을 지나치게 보수적인 결과로 유도하였다. 중대사고시 압력용기 하반부 천공방어를 위한 방안인 용기하부 외벽 냉각방식을 적용하였을 때 TMI-2 사고를 재해석한 결과, 압력용기의 건전성이 충분한 보수성을 가지고 유지됨을 보였다.

PHEBUS FPT0 노내실험의 핵연료 다발에 대한 실험후 비파괴 검사 및 파괴 검사 결과를 분석하여 노심손상 후기과정을 정alf 분석하였다. 분석한 비파괴 검사결과는 gamma scanning, radiography, tomographies 였으며 파괴 검사 결과는 정밀사진, metallography, Electron Probe Micro Analysis(EPMA)였다. 그 결과, PHEBUS-FPT0 실험에 사용한 핵연료다발은 기존에 수행된 어떤 다른 노내실험의 핵연료다발보다 많이 용융되었으며 용융 pool 및 피막충의 형성, 용융물 내부의 자연대류 열전달과 이에 따른 shroud 물질 손상, 핵연료다발 물질들간의 eutectic 형성 등을 보여주었다. 특히 Ag-In-Cd 제어봉 물질과 stainless-steel이 핵연료봉 물질과 반응하여 이들의 용융온도를 낮게하여 실험 예측값보다 많이 핵연료다발이 손상되어 기존 중대사고 해석 전산코드의 개선이 요구되었다.

보수적 방법론(Evaluation Model)으로 계산된 냉각재상실사고 해석의 결과는 너무 비현실적이고 보수적이라는 문제점이 제기되어 왔으며, 이를 해결할 수 있는 방안으로 미국 원자력규제위원회(USNRC)에서는 1988년에 최적 방법론(Best Estimate Model)을 적용할 수 있도록 규정을 개정하였다. 이에 따라, 한국원자력연구소에서는 수정된 RELAP5/MOD3를 근간으로 대형냉각재 상실사고 최적 방법론을 개발하였다. 개발된 최적 방법론을 울진 3,4호기에 적용하여 해석을 수행하였으며 그 결과를 보수적 방법론으로 계산된 결과와 비교하여 주요 변수들의 거동을 분석하였다.