• Title/Summary/Keyword: 원자로압력용기

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Estimation of Radioactive Inventory for a major component of Reactor in Decommissioning (해체시 원자로 주요 구성품에 대한 방사능 재고량 평가)

  • Hak-Soo Kim;Ki-Doo Kang;Kyoung-Doek Kim;Chan-Woo Jeong
    • Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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    • v.2 no.1
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    • pp.69-75
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    • 2004
  • DORT and ORIGEN2 code were used for calculation of neutron flux and inventory in reactor pressure vessel(RPV) of Kori unit-1, To calculate neutron flux using DORT code, the reactor was divided into 94 mesh from the center of core to RPV and from 0 to 45 degree along the azimuth. The cross-sections of main nuclides were recalculated using neutron flux in the RPV region. The results showed that 95% of the total activity in RPV came from the nuclides of $^{55}$ Fe, $^{60}$ Co, $^{59}$ Ni and $^{63}$ Ni. And the total activity with cooling of more than 50 years after decommissioning was no more than 0.2% of at the time of shutdown. Considering the weight of RPV is 210 tons, the initial total activity of RPV reached 5.25${\times}$10$^{6}$ GBq. To verify results of ORIGEN2 calculation, comparison between calculated and measured value at RPV of Kori unit-1 was peformed. The comparison results showed a good agreement.

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노심용융사고시 외부침수냉각 방식 원자로 압력용기의 건전성평가

  • 김종성;장윤석;진태은;이세원
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.701-706
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    • 1997
  • 원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융물사고의 영향을 검토하기 위하여 기초적인 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 노심용융물양과 경계조건 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도와 응력 분포와 Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다. 이때 재료물성치는 기존 문헌에 제시된 온도 의존적인 값을 선정하여 사용하였으며, 노심용융물양과 경계조건이 원자로 압력용기의 건전성에 미치는 영향을 비교 고찰하여 향후 연구방향을 도출하였다.

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몬테칼로모사를 이용한 영광 3.4 호기 원자로 압력용기에 대한 중성자조사량 계산

  • 김종오;김종경
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.905-910
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    • 1995
  • 영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.

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외부침수 냉각방식 원자로 압력용기의 구조적 건전성에 미치는 외부침수 열대류계수의 영향에 대한 연구

  • 김종성;전태은
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.745-750
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    • 1998
  • 원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융사고시 노심용융물과 내벽사이의 간극 및 외벽의 열대류계수의 건전성에 대한 영향을 고찰하기 위하여 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 간극 고려 여부와 외벽의 열대류계수 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도 및 응력 분포, Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다.

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LSTF 주증기배관 파단사고 평가

  • 이규복;손상배
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.260-267
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    • 1996
  • LSTF의 주증기배관 파단사고 실험(RUN SB-SL-01)에 대한 RELAP5/MOD2 해석결과를 제시하고, LSTF의 RUN SB-SL-01 실험결과 중에서 일차측과 이차측 사이의 열전달률에 촛점을 맞추어 증기발생기 이차측 및 일차계통의 압력, 온도 등과 같은 주요변수를 조사하여 RELAP5/MOD2코드의 성능을 평가하였다. 10% 주증기배관파단사고에 관한 최적 평가에서 주요 매개변수의 전체적 추세가 비교적 잘 예측되었다. 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하는 기간 동안에는 계통 압력에서 작은 차이가 발생함을 알 수 있었는데, 압력차 발생은 가압기가 비어 있거나 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하기 때문으로 판단된다.

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Mechanized Ultrasonic Testing for PWR Reactor Pressure Vessel (가압경수로 원자로 압력용기 자동초음파검사)

  • Park, Moon-Ho;Kim, Jae-Hee
    • Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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    • v.17 no.2
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    • pp.114-121
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    • 1997
  • 가압경수로 원자로 압력용기 비파괴검사를 위해 지금까지 계속 사용하여 온 기존의 고정식 매니플레이터 방식의 원자로 자동초음파검사장비는 최근 급속도로 발전한 전자산업 및 컴퓨터 등으로 인해 기본 설계 개념부터 달리하는 소형.경량화된 수중 이동형 원자로 검사 장비 형태로 바뀌어 가고 있다. 따라서, 본 해설에서는 현재까지 국내외 알려진 각종 소형 원자로 압력용기 자동초음파검사장비 및 고정식 매니플레이터 방식의 원자로 압력용기 자동초음파검사장비를 분석하여 기술하였으며, 현재 국내 원자로 압력용기 용접부검사를 위해 개발중인 RYSIS 장비 및 검사 기술 수준을 진단해보고 앞으로의 방향을 제시하였다.

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원자로 압력용기의 가압열충격 평가

  • 장창희;정일석;박준현;홍승열
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.363-368
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    • 1998
  • 고리 1호기 주요기기들에 대한 수면평가 과정에서 원자로 압력용기의 중성자 조사취화에대한 잔여수명평가를 정량적으로 수행하였다. 그 결과 가압열충격 기준온도(R $T_{PTS}$)가 운전년수 34년경에 심사기준온도를 초과할 것으로 예측되어 연장운전 추진 시 선결되어야 할 과제로 인식되었다. 이에 따라 USNRC 가압열충격 규제지침서에 의한 상세 가압열충격 평가연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 원자로 압력용기 가압열충격 현상에 대해 간략히 설명하고 가압열충격 평가의 목적과 방법에 대하여 소개하였다. 더불어 현재 수행중인 고리 1호기 원자로 압력용기 가압열충격 평가의 일부로 수행한 계통 열수력해석과 확률론적 파괴역학 해석의 결과를 제시하고 가압열충격 위험도를 완화하기 위한 조치사항들에 대하여 검토하였다.다.

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원자로의 디커미셔닝과 기술개발 - 강구조물의 해체기술 -

  • 한국원자력산업회의
    • Nuclear industry
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    • v.5 no.7
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    • pp.30-35
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    • 1985
  • 원자력시설의 폐지조치에 따른 원자로 강구조물의 해체 또는 시설에서 발생하는 방사성고체폐기물의 감용처리 등 해체기술에 관한 연구개발의 필요성이 높아지고 있다. 이들 강구조물의 해체기술은 원자력시설 특유의 조건을 고려하여, 방사선방호의 관점에서 수중절단 또는 방사화된 두꺼운 재료의 원격절단을 고려한 공법을 취하여야 한다. 다음은 경수로형 원자력발전소의 원자로압력용기 및 로내구조물을 대상으로한 강구조물의 해체기술이다.

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