• Title/Summary/Keyword: 냉각계통

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기기냉각수 최저온도와 정지냉각계통 유량조절밸브 개도에 관한 설계분석

  • 김도현;이중섭;오종필;오광석
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1995.10a
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    • pp.444-449
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    • 1995
  • 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

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The Conceptual Design of Primary Cooling System for an Advanced Research Reactor (수출전략형 연구로의 1차 냉각계통 개념설계)

  • Park, Yong-Chul;Kim, Kyung-Ryun
    • 유체기계공업학회:학술대회논문집
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    • 2005.12a
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    • pp.503-508
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    • 2005
  • An advanced Research Reactor (ARR) consists of an open-tank-type reactor assembly within a light water pool and generates thermal power of 20 MW. The thermal power is including a fission heat in the core, a fuel generated heat temporary stored in the pool, a circulating pumps generated heat and a neutron reflecting heat in the reflector vessel of the reactor. In order to remove the heat load, the primary cooling system will be installed. In this study, the conceptual design of the primary cooling system has been carried out using a design methodology of HANARO within a permissible range of safety. As results, it has been established that the conceptual design of the primary cooling system including design requirements, performance requirements, design restrictions, system descriptions and system operation to maintain the system functions.

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초전도 에너지저장장치

  • 증전정미
    • 전기의세계
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    • v.34 no.5
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    • pp.261-271
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    • 1985
  • 초전도 에너지 저장장치의 경제성 또는 도모는 초전도 코일 선재의 임계치의 상승에 의한 재료절약 quench방지를 위한 열절연지 지재 및 지지방법의 개발, 양호한 운전특성 및 효율을 위한 전력계통과의 인터페이스 부분의 부품 및 제어방법 개발, 냉각계통의 열절연 및 냉각효율 향상, He의 소요량 감소 및 회수 방법의 개발등에 대하여 계속 연구중에 있으며 2000년대 초반에 현재의 양수발전 규모가 실용화될 전망이다.

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영광 3&4호기 부분충수운전시 정지냉각계통 최소유량 감소에 대한 영향분석

  • 오광석;오종필;김도현;이중섭;유병철
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1996.05b
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    • pp.385-390
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    • 1996
  • 영광 3&4호기의 부분충수운전시 정지냉각계통 최소유량의 감소에 따른 영향을 노심의 잔열제거 능력 및 저압안전주입펌프의 성능 측면에서 분석하였다. 정지냉각계통 성능해석용 전산코드인 KDESCENT를 수정하여 사용하였으며 보수적인 초기조건 및 가정을 사용하였다. 분석결과 부분충수 운전동안 원자로냉각재의 최고 허용온도를 작업자의 접근을 위한 설계온도인 140 ℉로 설정할 경우 원자로 정지후 4일 시점에서 이를 만족할 수 있는 정지냉각계통의 최소유량은 실제값으로 3000 gpm(계측기의 오차포함 3440 gpm)임을 알 수가 있었다. 이 유량은 붕산희석이나 성층화, 저압안전 주입펌프의 성능 측면에서도 허용가능한 값이다.

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소듐냉각고속로의 고유 계통 특성

  • Lee, Jae-Han
    • Journal of the KSME
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    • v.51 no.12
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    • pp.51-54
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    • 2011
  • 이 글에서는 제4세대 원자로로 다시 부각되고 있는 소듐냉각고속로(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)의 활용성, 계통설계 구성 및 공학적 안전설비에 대하여 가압경수로(PWR: Pressurized Water Reactor)와의 차이점을 위주로 소개한다.

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가압경수로 안전주입계통 최적화를 위한 SBLOCA 영향 고찰

  • 이남호;허재영;배규환;이상종;황순택
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1996.05b
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    • pp.519-524
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    • 1996
  • 울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 소형냉각재상실사고 거동에 미치는 민감도 해석을 수행하여 이를 System 80 설계발전소의 CESSAR-F 와 비교함으로써 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용코자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 소형 파단 사고시 안전주입탱크의 용량 및 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용 기준$^{(1)}$ 을 만족함을 확인하였다.

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MARS Code Applicability Assessments for the HTGR RCCS (고온가스로 원자로공동냉각계통(RCCS)에 대한 MARS Code 적용성 평가)

  • Kang Doo-Hyuk;Kim Hyung-Seok;Chung Bum-Jin
    • Journal of Energy Engineering
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    • v.14 no.4 s.44
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    • pp.232-240
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    • 2005
  • In this study, the IAEA Benchmark problems far HTR-10 and HTTR RCCS were assessed in order to assess the applicability of MARS code, a thermal-hydraulic safety analysis code developed for water reactors. The calculated results were compared with those or THERMIX, THANPACST2 code, and available experimental data. The calculated results showed generally good agreements with those obtained by the THERMIX code and THANPACST2 code. Deviations were analyzed to be originated from the simplification of complicated geometry and from the modeling capability of heat transfer characteristics in the HTGR components such as water cooler and air tooler. Especially, it was found that the radiation heat transfer in the reactor cavity played an important role in the after heat removal in the RCCS. Thus, it is concluded that MARS code can be successfully applied to the calculation of the RCCS cooling capability of the HTGR in this study.

월성 2,3,4호기 비상급수계통 성능평가에 관한 연구

  • 오광석;김창호;이중섭;김선철;오종필
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1996.05b
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    • pp.362-367
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    • 1996
  • CANDU-6형 원자력발전소인 월성 2,3,4호기 비상급수계통의 성능을 평가하기 위하여 설계기능 수행과 관련된 변수로서 격납건물내 집수조(sump) 온도와 열수송계통으로 주입되는 냉각재온도를 사용한 분석을 수행하였다. 이 온도들은 NTU(Number of Transfer Unit)방법을 이용한 비상노심 냉각계통 열교환기의 열전달속도와 열전달계수의 해석을 열평형관계식과 함께 조합한 프로그램을 사용하여 계산하였다. 또한 증기발생기 급수량과 추후 수조에 공급되는 보충수에 대한 설계요건을 검토하였다. 이러한 변수와 설계요건은 비상급수계통이 발전소 정상 열제거기능 상실후 노심의 붕괴열제거에 유효한 열침원으로서의 기능을 수행함을 보여 주었다. 또 격납건물의 건전성 유지와 관련된 집수조내 최고온도가 허용치 이하로 유지되었다.

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冷却材喪 矢事故의 熱水力學的 硏究動向

  • 정문기
    • Journal of the KSME
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    • v.20 no.5
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    • pp.400-409
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    • 1980
  • 원자력발전소 안전성확보란 하루아침에 완성되는 것이 아니라 모든 분야의 최신기술이 종합되어 계속 수행되어야 하는 과제이다. 원자력분야에 초보자를 위해서 2절에서는 안전성의 중요성에 대하여 가상사고를 한 예로써 설명하였으며 이런 사고를 대비하여 어떤 조치가 취해지고 있는 가를 설명하기 위하여 비상노심냉각계통구조에 대해 언급하였다. 현재까지의 지식으로는 비상 노심냉각계통만 제대로 작동한다면 사고로 인한 피해는 적으리라고 예상된다. 미국 TMI사고에 서도 운전자가 오판으로 작동중인 비상노심냉각계통을 정지시키지 않았다면 사고의 피해는 크지 않았을 것으로 평가되고 있다. 3절과 4절에서는 가장 위험한 사고로 알려진 냉각재상실사고가 일어 났을 때 어떤 물리적 현상이 생기며 이런 현상을 완전히 파악하여 사고를 해석하고 사고의 영향을 줄이기 위해서는 어떤 기술적인 문제가 해결되어야 하는가를 소개하였다. 5절에서는 LOCA연구현황을 소개하였다. 학계에서 특히 열유체분야에 연구경험이 많은 사람이 조금만 관 심을 가져도 자기전공의 지식을 원자로안전성 연구에 이용하리라 기대된다.

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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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    • 1995.10a
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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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