• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.321-327
• /
• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.519-524
• /
• 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
• /
• 제20권1호
• /
• pp.47-53
• /
• 1988

본 연구의 목적은 충전/안전주입 펌프 최소순환관으로부터 안전주입신호(s-신호)를제거 함에 따른 원자력 5,6,7,8호기의 고압안전주입계통(HHSIS)의 신뢰도를 분석, 평가하는 것이다. 계산은 s-신호를 제거한 경우와 제거하지 않은 경우에 대하여 각각 수행되었다. 각 경우에 대하여 s-신호 발생시 고압안전주입계통의 이용불능도와 충전/안전주입 펌프의 파손확률이 계산되었다. 계산결과에 따르면, s-신호를 제거함에 따라 고압안전주입계통의 이용불능도는 미세하게 증가하였으며 반면에 충전/안전주입 펌프의 파손확률은 크게 감소하였다. 따라서 여러가지 측면에서 충전/안전주입 펌프의 최소순환관으로부터 s-신호를 제거하고 운전하는 것이 합당하다는 것이 밝혀졌으며, 고압안전주입계통의 이용불능도를 줄이기 위하여 운전절차를 개선하고 운전원의 훈련 및 교육을 강화할 것을 추천한다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
• /
• 한국에너지공학회 1998년도 춘계 학술발표회 논문집
• /
• pp.159-165
• /
• 1998

한정된 자원의 효율적인 배분을 통하여 원자력발전소를 최적정비 하고자 신뢰도중심정비전략이 수립되고 있다. 본 연구에서는 영광 1,2호기 신뢰도중심정비 연구의 시범계통인 고압안전주입계통에 대하여 확률론적 안전성평가 모델을 이용하여 노심손상 빈도에 대한 중요도를 분석하였다 고압안전주입계통의 신뢰도 모델을 재구성하여 16개 초기사건에 대한 노심손상 빈도를 제정량화 하였고 고압 안전주입계통 고장수목에 모델링된 74개의 기본사건에 대하여 노심손상 빈도에 대한 중요도를 평가하였다.

• 대한기계학회논문집B
• /
• 제40권3호
• /
• pp.165-172
• /
• 2016

노심보충탱크(Core Makeup Tank, CMT), 안전주입탱크(SafetyInjection Tank, SIT)와 자동감압계통(Auto Depressurization System, ADS)로 구성된 1 계열의 SMART 피동안전주입계통의 주입특성을 파악하기 위한 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의에 대한 실험적 연구가 수행되었다. SBLOCA의시험은 0.4 인치 안전주입수 배관파단에 대해 수행되었으며, 정상상태 조건은 실험요건서에 제시된 시험 초기 조건을 만족시키도록 746초 동안 운전되었다. 노심 출력 및 안전주입 유량 등의 경계 조건도 적절히 모의되었으며, 안전주입계통 배관에서의 파단, 히터 트립 및 잔열곡선 인가, 원자로냉각재펌프 관성서행(Coastdown), 급수 중단, CMT 및 SIT의 주입, ADS #1 개방이 SBLOCA 시나리오에 따라 적절히 모의되었다. 노심지지원통 내부의 액체환산수위는 파단 초반에 감소하다가 CMT와 SIT가 주입되면서 서서히 회복되었으며, 피동안전주입계통의 주입유량이 노심 수위를 회복하기에 충분한 것으로 판단할 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.399-404
• /
• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.67-72
• /
• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.304-309
• /
• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.309-314
• /
• 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.

• 에너지공학
• /
• 제14권1호
• /
• pp.54-61
• /
• 2005

한국형 신형원자로1400(APR1400)은 3983MWt급의 2×4 루프 개량형 가압경수로(PWR)로서 대형 냉각재상실사고 발생시 안전주입수의 원자로용기 직접주입(DVI) 방식을 채택하고 있으며, 안전주입수탱크(SIT) 내부에 유량조절기(Fluidic Device, FD)를 장착하고 있다. 본 연구에서는 신형원자로 1400의 안전주입계통에 새로이 적용된 주요 특징 중 하나인 유량조절기에 대하여 최적안전해석코드인 TRAC-M/F90, 3.782버전을 이용한 성능평가 및 민감도 분석을 수행하였다. 연구결과 유량조절기가 안전주입수의 원자로 유입을 적절하게 조절하고 있음을 확인하였으며, 안전주입수탱크 내부의 압축질소체적 감소가 안전 주입수체적 감소에 비하여 노심의 급냉 완료 시점을 빠르게 하였다. 또한 안전주입계통의 전체 저항계수(K factor)가 최소 또는 최대일 때 노심의 급냉 완료 시점은 평균값인 경우보다 다소 늦어졌으나, 피복재 최고온도(PCT)는 상대적으로 큰 차이가 발생하지 않았다.