• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.67-72
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• 1996

수격현상(Waterhammer)으로 인한 과도압력하중은 월성원자력발전소 비상노심냉각계통 (Emergency Core Cooling System : ECCS) 설계의 주요 고려사항이다. 비상노심냉각계통은 특수안전계통으로서 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident : LOCA)후 일차열수송계통을 다시 채워주고 핵연료 손상을 막기위해 노심으로부터 잔열 및 붕괴열을 제거한다. 일차열수송계통으로의 비상냉각수 주입은 고압주입, 중압주입, 저압주입 3 단계로 주입된다. 과도압력이 발생될 것으로 예상되는 고압주입과 중압주입에 대한 6가지 사례들이 ECCS의 배관과 지지대 설계를 위해 고려되었다. 모든 사례에 대한 비상노심냉각계통의 과도압력 현상은 PTRAN 코드에 의해 해석 되었고 해석된 최고과도압력은 설계압력보다 작음을 알게 되었다. 모든 사례의 최고압력과 최고차압은 비상노심냉각계통 배관 및 지지대 설계를 위한 응력해석 자료로서 사용될 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.439-446
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• 1995

원자력 발전소 안전성 향상을 위한 노력으로 현재 안전계통의 단순화및 피동화에 대한 연구가 활발히 지속적으로 수행되고 있다. 개량형 중수로에서는 특수 안전계통의 하나인 비상노심냉각계통의 피동화 및 단순화 방안을 다각적으로 검토한 결과, 비상노심냉각계통의 압력이 열수송계통(Heat Transport System) 압력보다 일정 크기 이상일 때만 파열되는 일방향파열판(One-way Rupture Disc)을 개발하여, 계통에 도입함으로써 전기적인 신호와 힘에 의해 작동되는 밸브 갯수를 크게 줄일 수 있게 되었고 이로 인해 계통의 피동성이 향상되었으며, 계통구성 측면이나 운전 측면에서도 단순화를 이루었다. 또한 물보다 비중이 작고 가스주입 차단 기능이 뛰어난 볼(Floating Ball)을 고압용 비상노심냉각 물탱크 내부에 설치하여 종래의 차단밸브 기능을 수행하게 함으로써 전동식 차단밸브를 제거할 수 있게 되었다.

• Transactions of the KSME C: Technology and Education
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• v.3 no.3
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• pp.209-215
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• 2015

The effects of the mounting location of ICI cables on severe accident mitigation systems, specially IVR-ERVC (In-Vessel Retention by External Reactor Vessel Cooling) and core catcher (Ex-vessel corium retention and cooling system), are investigated. The effects of bottom-mounted ICI strategy on severe accident mitigation are summarized and advantages of top-mounted ICI to improve severe accident mitigation are also highlighted.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.649-656
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• 1996

RELAP5/MOD3.1.2을 이용하여 영광3/4호기의 부분충수운전중 정지냉각계통 기능상실사고를 모의하였다. 이 해석은 노심에서 발생되는 증기를 가압기 Manway로 배출시켜 노심을 냉각할 경우, 증기발생기 2차측 냉각재 유무에 따르는 계통거동을 분석한 것이다. 해석결과, 노심에서의 비등은 사고후 약 6분 경에 발생하였으며, 증기발생기 2차측에 냉각재가 없는 경우는, 냉각재가 채워져 있는 경우보다 0.16 bar 더 높은 1.8 bar의 계통 압력을 나타내어, 현재의 운전절차서에 제시한 RWST의 수위 (70%)로는 중력주입이 불가능한 것으로 밝혀졌다. 이런 해석결과를 토대로 할 때, 부분충수 운전중 증기발생기 2차측 냉각재는 최소한 한 대에는 충수하고, RWST 수위 제한치도 84 % 이상으로 증가시키는 운전 절차서의 개정이 필요한 것으로 판단된다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.28 no.4
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• pp.103-110
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• 2019

The domestic innovative power reactor named iPOWER will employ the passive molten corium cooling system(PMCCS) to cool down and stabilize the core melt in the severe accident. The final design concept of the PMCCS is yet to be determined, but the in-vessel retention through external reactor vessel cooling has been also considered as a viable strategy to cope with the severe accident. In this study, the two-phase natural circulation flow established between the reactor vessel and the insulation was simulated using a thermal-hydraulic system code, MARS-KS. The flow path of cooling water was modeled with one-dimensional nodes, and the boundary condition of the heat load from the molten core was defined to estimate the naturally-driven flow rate. The evolution of major thermal-hydraulic parameters were also evaluated, including the temperature and the level of cooling water, the void fraction around the lower head of the reactor vessel, and the heat transfer mode on its external surface.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.423-428
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• 1996

피동형원자로 AP600을 참조발전소로하여 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 계통개념에 대한 안전계통 성능 평가 및 코드의 적용성 평가를 목적으로 RELAP5/MOD3코드를 사용하여 대형냉각재상실사고를 모의 해석하였다. 피동형 안전계통으로 축압기, CMT IRWST를 모델하였으며 가압기에 연결된 1단계부터 3단계까지의 자동감압밸브계통을 모델링 하고 4단계 자동감압밸브계통은 각 루프의 고온관에 연결되어 있는 것으로 모델링 하였다. 피동형 안전계통의 모델이 향상된 RELAP5/MOD3.2와 그 이전의 코드인 RELAP5/MOD3.1의 냉각재상실사고 모의계산결과 원자로내의 압력변화, 노심냉각수 주입유량 및 핵연료 피복재 온도 거동이 거의 유사하게 나타났으며 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 안전계통은 냉각재 상실사고시 충분한 노심냉각능력을 가지는 것으로 분석되었다.

• 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.

• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.534-541
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• 1997

1000MWe급 피동형원자로기 안전계통 성능 및 RELAP5 코드의 적용성 평가를 목적으로 AP600을 참조노형으로 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로에 대한 냉각재 상실사고를 모의 해석하였다. 대형냉각재상실사고시 발생되는 현상들은 기존 원자로와 큰 차이가 없고, 이들 현상을 모의하기 위한 모델링 요건들이 피동형계통 분석에 동일하게 요구되었으며, 계산된 PCT가 규제기관의 허용치에 충분한 여유도를 갖고 있어 대형냉각재상실사고시 충분한 노심냉각 능력을 갖는 것으로 평가되었다. 또한 안전주입 배관이 파단되는 소형냉각재 상실사고를 해석한 결과 KP1000의 피동안전계통은 ADS의 작동에 의하여 노심을 노출시키지 않고 적절한 사고완화 기능을 수행할 수 있는 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.321-327
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• 1996

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.