• 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.

• Journal of Energy Engineering
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• v.25 no.1
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• pp.185-191
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• 2016

The Hybrid Safety Injection Tank is a passive safety injection system that enables the safety injection water to be injected into the reactor pressure vessel throughout all operating pressures by connecting the top of the SIT and the pressurizer(PZR). In this study, the condition for balancing the pressure between the Hybrid SIT and PZR was derived theoretically. The pressure balancing condition was set at the point where the velocity of the Hybrid SIT coolant injected into the Direct Vessel Injection(DVI) line was at or above zero. If the condition was derived from a pressure network for the Hybrid SIT, pressurizer, and reactor pressure vessel, the pressure difference between the pressurizer and SIT is less than 0.07 MPa.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.470-482
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• 1995

The Ulchin 3&4, which are 2825 MWt PWRs, adopted Safety Depressurization System (SDS) to mitigate the beyond design basis event of Total Less of Feedwater(TLOFW). In this study the results and methodology of the analyses for the determination of SDS bleed capacity are discussed. The SDS design bleed capacity has been determined from the CEFLASH-4AS/REM simulation according to the following design criteria : 1) Each SDS flow path, in conjunction with one of two High Pressure Safety Injection (HPSI) pumps, is designed to have a sufficient capacity to prevent core uncovery if one SDS path is opened simultaneously with the opening of the Pressurizer Safety Valves (PSVs). 2) Both SDS bleed paths are designed to have sufficient total capacity with both HPSI pumps operating to prevent core uncovery if the Feed and Bleed (F&B) initiation is delayed up to thirty minutes from the time of the PSVs lift. To verify the results of CEFLASH-4AS/REM simulation a comparative analysis kas also been per-formed by more sophisticated computer code, RELAP5/MOD3. The TLOFW event without operator recovery and TLOFW event with F&B are analyzed. The predictions by the CEFLASH-4AS/REM of the transient too phase system behavior are in good qualitative and quantitative agreement with those by the RELAP5/MOD3 simulation. Both of the results of analyses by CEFLASH-4AS/REM and RELAP5/MOD3 have demonstrated that decay heat removal and core inventory make-up can be successfully accomplished by F&B operation during now event for the Ulchin 3&4.

• Journal of Energy Engineering
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• v.25 no.4
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• pp.124-132
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• 2016

In order to estimate the effect of flow distributors connected to an upper nozzle of CMT(Core Makeup Tank) on the thermal-hydraulic characteristics in the tank, a simplified 2 inch Small Break Loss of Coolant Accident(SBLOCA) was simulated by skipping the decay power and Passive Residual Heat Removal System(PRHRS) actuation. The CMT is a part of safety injection systems in the SMART (System Integrated Modular Advanced Reactor). Each test was performed with reliable boundary conditions. It means that the pressure distribution is provided with repeatable and reproducible behavior during SBLOCA simulations. The maximum flow rates were achieved at around 350 seconds after the initial opening of the isolation valve installed in CMT. After a short period of decreased flow rate, it attained a steady injection flow rate after about 1,250 seconds. This unstable injection period of the CMT coolant is due to the condensation of steam injected into the upper part of CMT. The steady injection flow rate was about 8.4% higher with B-type distributor than that with A-type distributor. The gravity injection during hot condition tests were in good agreement with that during cold condition tests except for the early stages.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2001.06d
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• pp.110-114
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• 2001

A numerical analysis has been perfonned to estimate the effect of turbulent penetration and thermal stratified flow in the branch lines piping. This phenomenon of thermal stratification are usually observed in the piping lines of the safety related systems and may be identified as the source of fatigue in the piping system due to the thermal stress loading which are associated with plant operating modes. The turbulent penetration length reaches to $1^{st}$ valve in safety injection piping from reactor coolant system (RCS) at normal operation for nuclear power plant when a coolant does not leak out through valve. At the time, therefore, the thermal stratification does not appear in the piping between RCS piping and $1^{st}$ valve of safety injection piping. When a coolant leak out through the $1^{st}$ valve by any damage, however, the thermal stratification can occur in the safety injection piping. At that time, the maximum temperature difference of fluid between top and bottom in the piping is estimated about $50^{\circ}C$.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.487-494
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• 1995

원자력발전소의 안전성 향상을 목적으로 신형원자로 안전주입계통의 축압기 설계에 적용이 고려되고 있는 피동적 유량조절 장치인 vortex 밸브의 유동장을 해석하여 밸브의 특성에 영향을 미치는 주요 인자들을 도출하고 이 인자들의 영향을 분석하였다. 분석 결과 Vortex 밸브의 성능 특성은 수송유량, 제어유량, chamber의 반경, 입구면적, 마찰계수 등의 영향을 받는 것으로 나타났으며 이들 인자 중 chamber의 반경의 영향이 가장 크고 Reynolds수의 영향은 비교적 작은 것으로 파악되었다. 또한 주어진 유동조건에서 제어유량이 작은 경우 점성손실이 vortex 밸브의 유동특성에 미치는 영향이 증대되는 경향을 보였으며 유량이 증가할수록 Reynolds수의 영향은 감소하는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.02a
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• pp.337-337
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• 2010

하나로 반사체의 수직공 안에 설치된 냉중성자원 시설계통의 수조내기기는 원자로에서 생성되는 열중성자를 약 22K의 감속재로 감속시켜 0.1~10 meV 범위에서 높은 선속을 갖는 냉중성자를 생산한다. 냉중성자를 생산하기 위한 냉중성자원 시설계통의 구성은 감속재인 수소를 포함하고 있는 수소계통, 수소의 외부누출을 방지하기 위한 가스블랭킷계통, 극저온의 액체수소를 생산하기 위한 헬륨냉동계통, 극저온인 액체수소 층을 감속재용기 내에 유지하기 위한 진공계통 등으로 되어있다. 이들 계통 중 진공계통은 냉중성자원 시설계통의 정상운전 시 액체수소 열사이펀, 감속재용기 등의 냉중성자원 극저온 부품의 단열을 위하여 진공용기의 내부 진공도를 공정진공도 이하로 유지하기 위한 계통이다. 정상운전 시 진공계통으로부터 발생되는 배기 가스는 배기 수집탱크에 포집된다. 냉중성자원 시설계통으로부터 발생되는 배기가스는 배기수 집탱크를 통하여 수소의 누출여부를 확인한 후 원자로홀로 배기되도록 되어 있으며, 만일의 경우 탱크내부의 배기가스 수소 농도가 기준치인 3.5%이상일 때는 유입 원을 자동으로 차단하고, 희석용 가스인 고압의 질소를 주입하여 수소의 농도를 기준치 이하로 낮춘 후 원자로 홀로 자동 배출하도록 되어 있다. 본 논문에서는 냉중성자가 생산되는 냉중성자원 시설계통의 운전과정에서 진공계통으로부터 배출되는 배기가스를 배기수집탱크로 포집하고, 이 가스에 대해 수소가스의 농도를 분석하여 원자로 홀로 안전하게 배기할 수 있도록 수행된 수소가스 분석에 대해 기술하였다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.26 no.3
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• pp.64-70
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• 2017

The concept of Hybrid Safety Injection Tank (Hybrid SIT) proposed by the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has been introduced for the purpose of application to the Advanced Power Reactor Plus (APR+). In this study, the SBO situation of the APR+ was analyzed by using the MARS-KS code in order to evaluate whether the operation of the Hybrid SIT has an effect on the cooling performance of the Reactor Coolant System (RCS). According to the analysis, when the actuation valve on the pressure balancing line (PBL) is opened, the Hybrid SIT's pressure rises rapidly, forming equilibrium with the RCS pressure; subsequently, a flow is injected from the Hybrid SIT into the reactor vessel through the direct vessel injection (DVI) line. The analysis showed that it is possible to keep the core temperature below melting temperature during the operation of a Hybrid SIT.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.573-578
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• 1997

기존 냉각수 주입 계통의 안전성 및 신뢰도를 높이려는 노력에서 미국, 일본, 이태리 등 여러 나라에서는 증기 주입기에 대한 분석 기법 개발과 실험을 통한 연구가 활발하게 진행되고 있다. 이들이 이상 유동 현상이 일어나는 혼합 노즐을 해석하기 위해 사용한 방법은 제어체적 분석기법으로, 이 분석 방법에서는 응축 메커니즘을 고려할 수 없다. 본 연구에서는 이러한 사항을 개선하기 위해 혼합 노즐 해석시 one dimensional two fluid model을 적용하여 상간의 운동량 및 에너지 전달을 고려함으로써 비교적 정확하게 해석 모델 및 코드를 개발하였고, 출력 변수인 방출 압력과 방출 온도를 계산하였으며, 개발한 해석 코드를 검증 및 분석을 하기 위해 ANL 실험자료를 근거로 하였다. 개발한 코드에 의해 계산된 방출 압력은 ALN 실험치에 비해 높은 경향을 보여 주었지만 ANL에서 제어 체적 분석 기법을 적용하여 이론식으로 계산한 값보다는 비교적 정확한 경향을 보여 주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.591-602
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• 1995

가압경수로에서는 장기적인 반응도 조절을 위하여 B-10과 B-11을 함유한 천연붕산을 사용한다. 천연붕산의 사용으로 원자로냉각재의 붕소농도가 높기 때문에 pH를 적정한 범위로 유지하기 위하여 많은 양의 수산화리튬이 주입된다. 이로 인한 높은 리튬 농도는 증기발생기 재질의 응력부식균열과 핵연료피복재의 산화를 촉진시키는 등의 부작용을 초래할 수 있다고 보고되었다. 따라서 본 고에서는 천연붕산을 B-10 함량이 높은 농축붕산으로 대체하는 경우에 대한 기술적, 경제적 영향을 조사하고 검토하였다. 조사 결과, 농축붕산은 원전의 일차계통 수질화학, 부식생성물의 방사화에 의한 선량율, 보조계통 설계, 액체폐기물 발생량관점에서 여러가지 이점이 있을 수 있으며, 노심설계, 안전해석, 발전소 인허가 등의 관점에서는 문제가 없다고 밝혀졌다. 현재 천연붕산으로 운전중인 원전에서는 농축붕산의 경제성이 발전소의 주어진 제반여건에 의존하고, 농축붕산의 가격에 따라 크게 차이가 있는 것으로 보고되었다. 국내에 신규 원전이 계속적으로 건설되고 있는 현실에 비추어 볼 때, 발전소의 경제성과 안전성을 향상시키기 위하여 농축붕산 사용에 대한 타당성을 좀 더 면밀히 분석 할 필요가 있다고 판단된다.