• 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.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.20 no.1
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• pp.47-53
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• 1988

The objective of this study is to evaluate the reliability of the High Head Safety Injection System (HHIS) of KNU 5, 6, 7 and 8 following the removal of safety injection signal (s-signal) from the mini-flow bypass line valves of charging/safety injection pumps. The unavailability of HHSIS and the rupture probability of a charging/safety injection pump have been computed for two different cases; with s-signal on and removed. The results show that when the s-signal is removed from the mini-flow bypass line valves, the unavailability of HHSIS slightly increases while the rupture probability of a charging/safety injection pump is significantly reduced. Hence, based upon the results of this study we conclude that it is more reasonable to remove the s-signal from the mini-flow bypass line valves of KNU 5, 6, 7 and 8 in the normal plant operation. And to improve the availability of HHSIS, the modification of operational procedures and the emphasis on operator training are recommended.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1998.05a
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• pp.159-165
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• 1998

The RCM strategies are considered as an effective maintenance tool in nuclear power plants to allocate limited resource efficiently. In this paper, the importances of HPSI system on the CDF were analyzed with PSA model of Yonggwang units 1,2. The HPSI system was chosen because it is of one of the pilot system for the study of Yonggwang units 1,2 RCM. With the remodeling of the HPSI system, the total CDF of 16 initiating events was quantified and the importance of 74 basic events of HPSI was analyzed.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.40 no.3
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• pp.165-172
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• 2016

An experimental study of the thermal-hydraulic characteristics of passive safety systems (PSSs) was conducted using a system-integrated modular advanced reactor-integral test loop (SMART-ITL). The present passive safety injection system for the SMART-ITL consists of one train with the core makeup tank (CMT), the safety injection tank, and the automatic depressurization system. The objective of this study is to investigate the injection effect of the PSS on the small-break loss-of-coolant accident (SBLOCA) scenario for a 0.4 inch line break in the safety-injection system (SIS). The steady-state condition was maintained for 746 seconds before the break. When the major parameters of the target value and test results were compared, most of the thermal-hydraulic parameters agreed closely with each other. The water level of the reactor pressure vessel (RPV) was maintained higher than that of the fuel assembly plate during the transient, for the present CMT and safety injection tank (SIT) flow rate conditions. It can be seen that the capability of an emergency core cooling system is sufficient during the transient with SMART passive SISs.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.399-404
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• 1996

1000MWt 급 가압경수로의 질량 및 에너지 방출량을 감소시키기 위한 방안으로 울진 3,4호기를 기준으로 안전주입계통의 형태 및 용량을 변화시키면서 원자로냉각재펌프 토출관 및 고온관 파단에 대한 질량 및 에너지 방출량 계산과 격납건물 첨두압력 및 온도의 민감도를 분석하여, 후속호기 설계에 활용하고자 한다. 분석한 여러 경우 중에서, 토출관 파단사고시 안전주입탱크 용량은 변화시키지 않고 고압안전주입펌프 용량을 l75%로 증가시키면서 저압안전주입펌프를 제거하였을 경우가 격납건물 첨두압력 및 온도가 61.98 psia (3.32 kg/$\textrm{cm}^2$A), 288.03 ℉ (142.24$^{\circ}C$)로써 가장 낮게 나타났다. 이러한 결과는 격납건물의 설계여유도를 기존보다 더 확보하므로 안전성이 향상 될 뿐만 아니라. 저압안전주입펌프를 안전주입계통에서 제외함으로써 발전소 운전에도 큰 도움이 될 것이다.

• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.304-309
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• 1996

차세대원자로(KNGR) 안전주입계통은 원자로용기 하향유로(RVDC)로 직접주입(DVI)되도록 설계되며 이는 4-트레인 안전주입계통의 설계에 있어 고유한 기본구조이다. DIV 채택으로 인해 가압열충격(PTS)과 관련된 인허가 상의 관심사론 조사하고 DVI 주입구 위치에 대한 RVDC에서의 유체거동과 온도분포를 상용전산코드인 FLOW3D를 이용하여 분석하였다. PTS관점에서 가장 최악의 경우인 외부 전원상실을 동반한 영출력 주증기관 파단사고를 해석대상으로 하였으며 사고후 570 ~ 600초 사이의 과도상태를 분석하였다. 본 연구의 결과로 주증기관 파단으로 야기되는 자연순환에 의한 열혼합은 충분히 이루어져 RVDC에서의 온도가 R $T_{PTS}$ 이상임을 확인했고 손상루프측 위의 DVI 주입구의 유동중 일부가 손상루프측 저온관 유동과 상호작용하여 건전루프측 저온관아래로 흐르며 이 영향으로 건전루프측 저온관 아래에서의 온도가 국부적으로 감소함을 확인하였다.다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.309-314
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• 1996

가압 경수로형 원전 안전정지/ 안전 주입 변수와 관련된 계기는 관련 기술 기준에 따라 정기 보수시 교정이 이루어지면, 정지 신호를 모의 주입하여 물리량 검출기로 부터 원자로 정지집계 권선의 풀림시간까지의 총 응답 시간이 사고해석시 가정된 계통의 응답 지연시간이내에 들어 있는 지를 확인한다. 이 정지 신호에 응답하는 동적 보상기의 특성과 관련하여 설계과정에서 삽입된 근사화 오차에 대한 정략적인 평가가 이미 알려진 바 있고, 시간 응답 측정시 삽입되는 지연 요소로 인한 오차도 이에 포함시켜 분석한 바 있어 실제 교정시 정밀도 향상을 위하여 활용하고 있다. 이 논문을 통하여 원자로 정지계통의 응답시간 측정시 노 냉각수 평균 온도 변화율 동적 보상 미분-지연 카드에 모의입력으로 스텝신호를 주입할 경우, 이를 과도하게 큰 신호로 인식하여 매우 짧은 시간(1초 이내)에 응답되고, 스텝신호대신 1%P.U./초로 평균온도 변화율만을 주입할 경우, 보다 늦게 응답됨을 밝혔다. 따라서 모의 시험 방범에 있어서 입력 선택을 적합하게 하여야만 계통의 건전성을 응답시간으로 확인한 수 있는 데, 이에 적합한 모의 입력 방법을 제안하였다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.14 no.1
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• pp.54-61
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• 2005

The APR1400 is an Advanced Pressurized Water Reactor with 3983 MWt power, 2×4 loops, and direct vessel injection system. The Fluidic Device (FD) is adopted to regulate the safety injection flow rate in a Safety Injection Tank (SIT) of APR1400. The performance of a newly designed fluidic Device is evaluated by analyzing a Large Break Loss-of-Coolant Accident (LBLOCA) using TRAC-M/F90, version 3.782. The analysis results show that the TRAC-M code reasonably predicts the important phenomena of blowdown, refill and reflood phases of LBLOCA. The sensitivity studies about gas/water volume changes in a SIT and K factor changes in a SI system were also done to understand the important phenomena with a Fluidic Device in APR1400.