• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제24권2호
• /
• pp.73-86
• /
• 1999

현재 경수로형 원자력발전소의 일차계통 냉각수 정화를 위해 사용되는 이온교환방법은 제염효과가 우수하고 공정이 단순하며 조작이 간편하기 때문에 광범위하게 활용되고 있으나 비금속성분도 함께 제거하여 수지의 수명이 단축되고 폐이온교환수지가 발생되는 단점이 있다. 본 연구에서는 일차계통 냉각수 정화를 위해 사용되는 이온교환수지의 대체공정으로서 전기투석과 이온교환이 결합된 전기탈이온법의 사용가능성을 조사하기 위해 모의 용액을 이용하여 다양한 실험조건하에서 수행하였다. 실험결과 유입유량이 증가할수록 제거율은 증가하고 전력소모는 감소하였다. 금속성분 제거율에서 제염계수 1000으로 일정한 경향을 나타내었으며 전력소모 면에서는 TDS 3 ppm이하를 기준으로 유입유량이 $2.0{\ell}/min$일 때 $40.3mWh/{\ell}$ 이었다. 유입유속이 동일한 조건에서는 희석실에 채운 이온 교환수지의 함량이 증가할수록 금속성분 제거율과 전력소모에서 효과적인 것으로 평가되었다. 이온 교환수지를 채운 전기탈이온 공정은 이온교환수지 자체에 의한 수리적 저항과 현탁질에 의한 수지의 오염으로 인해 운전이 계속될수록 유량이 감소하게 된다. 이러한 단점을 극복하기 위해 이온교환수지 대신 이온전도성 스페이서를 설치하여 실험한 결과 유입유량 문제는 해결할 수 있었으나 전력소모와 금속성분 제거율 및 전류효율 면에서 비효율적인 것으로 평가되었다. 전기탈이온 공정의 연속운전에서도 금속성분 제거율에서 제염계수가 1000으로 안정적인 수준을 유지하였다.

• 에너지공학
• /
• 제15권1호
• /
• pp.1-7
• /
• 2006

원자력발전소의 다차원 이상 유동 현상을 적절히 모사하기 위해 일차원 계통해석 코드에 삼차원 유동모델을 적용하였다. 그 중 다차원모델에 새롭게 적용된 이상 난류모델을 검증하기 위해 사각 slab 내부의 단상유동을 계산하여 상용 CFD 코드의 계산결과와 비교하였다. 그 결과 단상유동의 경우 난류 모델의 계산이 적절히 수행됨을 알 수 있었다. 또한 다차원 이상 유동 계산을 검증하기 위해서 RPI에서 수행된 물-공기 다차원 실험의 기포율 분포를 비교하였다. 그 결과 다차원 모델의 이상 유동 계산을 위해서는 일차원 기반의 유동양상 맵 중 수평 분리 유동양상이 제거되어야 함을 알 수 있었다. 이와 같이 유동양상 맵을 수정하여 모사한 계산결과가 실험에서 측정된 기포율의 경향을 잘 따르는 것으로 계산되었다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
• /
• 한국진공학회 2014년도 제46회 동계 정기학술대회 초록집
• /
• pp.465-465
• /
• 2014

증식블랑켓모듈(TBM, Test Blanket Module)을 개발하여 왔다. 이 두 증식블랑켓모듈은 모두 헬륨냉각을 기반으로 개발 되어왔으며 이에 따라, 헬륨순환기, 헬륨히터 및 헬륨열교환기 등에 대한 기본적인 연구가 수행되었다. 이후 2012년 고체형 증식블랑켓모듈을 ITER TBM 개념으로 주도하기로 결정함에 따라, HCCR (Helium Cooled Ceramic Reflector) TBM의 보조계통인 하나인 헬륨냉각계통(HCS, Helium Cooling System)에 대한 개발이 본격적으로 이루어졌다. 한국원자력연구원에서는 HCCR TBM의 냉각성능을 만족하기 위하여 8 MPa, 1.5 kg/s 및 $300/500^{\circ}C$ (입구/출구 온도)의 운전조건을 갖는 헬륨냉각계통의 설계를 완료하였다. 설계된 헬륨냉각계통은 HCCR TBM에서 회수된 약 $450^{\circ}C$의 헬륨을 열회수기(recuperator)기와 냉각기를 통해 상온으로 냉각시킨 후, 필터를 통해 헬륨을 여과시킨다. 여과된 헬륨은 헬륨순환기에 의해 가압되어 열회수기를 다시 지나 $300^{\circ}C$ 이상으로 가열된다. 가열된 헬륨은 열회수기를 지나지 않는 상온의 헬륨과 혼합되어 최종적으로 HCCR TBM의 입구온도 조건인 $300^{\circ}C$로 맞추어 HCCR TBM에 공급된다. 이러한 열회수기 중심으로 '${\infty}$' 모양의 자가 교차로 설계된 헬륨냉각계통은 고온영역과 저온영역으로 냉각회로를 구분하여 순환기, 필터 및 각종 계측기의 운전온도 환경을 상온으로 유지시킬 수 있어 운전 및 유지보수 관점에서 이점이 있다. HCCR TBM의 헬륨냉각계통 설계 및 핵심 기기를 실증하고, 운전 경험을 쌓기 위하여 헬륨공급장치(HeSS, Helium Supply System)를 헬륨유량기준 1/3 규모(0.5 kg/s)로 구축하였으며, '14년까지 HeSS를 실증규모로 업그레이드 하기 위하여 80기압 환경에서 압축비 1.1, 유량 1.5 kg/s의 성능을 내는 헬륨순환기를 설치할 예정이다. 현재 구축된 1/3 규모 HeSS는 국내 구축된 전자빔 고열부하 시험 장비인 KoHLT-EB (Electron Beam)와 연계되어 HCCR TBM의 일차벽(플라즈마 대향부품)을 검증할 예정이며, 이를 통해 얻어진 열수력 DB는 현재 개발중인 핵융합로 안전해석코드인 GAMMA-FR 검증에 활용될 계획이다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제28권2호
• /
• pp.206-215
• /
• 1996

원자로냉각재계통 기기 설계를 위한 구조해석 분야는 크게 세가지로 구분할 수 있는데, 첫번째는 원자로 냉각재계통내의 유체의 온도, 압력, 원자로냉각재계통 기기 및 유체의 자중 등을 고려하여 정적해석이 주가되는 정상운전해석, 두번째는 원자력 발전소 수명내에 부지에 발생 가능한 지진을 고려하는 내진설계를 위한 지진해석, 세번째는 원자력발전소를 다른 플랜트보다 한층 안전하게 설계할 수 있도록 원자력 발전소내의 모든 고에너지배관의 파단을 가상하는 가상배관파단해석으로 구분할 수 있다. 1986년 이전까지의 가압경수로발전소의 가상배관파단은 원자로냉각재주배관의 파단을 가상하여 동적구조해석을 수행하므로써, 극히 보수적인 결과를 얻었다. 그러나, 파괴역학의 발전은 파단전누설기법을 정립하였으며, 이에 따라 1987년 미국의 10 CFR Part 50 Appendix A GDC 4에서는 원자력발전소 내의 모든 고에너지배관에 파단전누설기법 적용을 허용하므로써, 이들 배관의 가상배관파단을 배제할 수 있도록 하였다. 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 참조발전소인 영광원자력 3, 4호기는 개정된 GDC 4를 적용한 최초의 가압경수로발전소로서, 원자로냉각재주배관과 12인치 이상의 일차측 분기관들의 가상배관파단을 배제하였다. 본 보고서에서는 영광원자력 3, 4호기의 참조발전소인 미국 Palo Verde발전소와 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 가상배관파단에 의한 원자로냉각재계통의 동적구조해석 결과를 서로 비교, 분석하므로써 개정된 GDC 4의 영향을 평가함은 물론 향후 분기관 가상배관파단해석의 방향을 모색하는데 있다.

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
• /
• 유체기계공업학회 2005년도 연구개발 발표회 논문집
• /
• pp.509-514
• /
• 2005

Main coolant pump (MCP) is a canned-motor-type axial pump to circulate the primary coolant between nuclear fuel rods and steam generators in an integral type reactor. The reactor is designed to operate under condition of 310 oC and 14.7 MPa. Thus MCP has to be tested under same operating condition as reactor design condition in order to verify its performance and safety. In present work, a test loop to simulate real operating situation of the reactor has been designed and constructed to test MCP. And then, as a part of qualification test, canned motor functional test and pump hydraulic performance test have been carried out upon a prototype MCP. Canned motor efficiency and pump hydraulic characteristics including homologous curves and NPSH curves were obtained from the qualification test.

• 대한기계학회논문집B
• /
• 제30권9호
• /
• pp.858-865
• /
• 2006

SMART Pilot is a multipurpose small capacity integral type reactor. Main coolant pump (MCP) of SMART Pilot is a canned-motor-type axial pump to circulate the primary coolant between nuclear fuel and steam generator in the primary system. The reactor is designed to operate under condition of $310^{\circ}C$ and 14.7MPa. Thus MCP has to be tested under same operating condition as reactor design condition to verify its performance and safety. In present wort a test apparatus to simulate real operating situations of the reactor has been designed and constructed to test MCP. And then functional tests, performance tests, and endurance tests have been carried out upon a prototype MCP. Canned motor characteristics, homologous head/torque curves, coast-down curves, NPSH curves and lift-time performance variations were obtained from the qualification test as well as hydraulic performance characteristics of MCP.

• 전기의세계
• /
• 제18권1호
• /
• pp.15-23
• /
• 1969

A lot of recent researches have shown that a Pseudo Random Binary Signal is a quite effective test signal to measure the impulse response of a plant. Generally speaking, however, such a response itself is not satisfactory to determine the appropriate control parameters or control inputs. Here, the author intends to estimate the unknown parameters of the First Order Plant with Dead Time by means of correlation method using M-sequence signal. The time constant T and the dead time L of the plant are eatimated with one tracking loop by automatically adjusting delay time .tau. of M-sequence signal according to variations of T and L. In this paper, a three level M-sequence signal is used as a test signal in order to avoid troublesome operations to calculate partial derivatives of a given performance index with respect to the parameters which are usually required in the Model Method. Several experiments with analogue computer using low pass filters as averaging circuits showed good results as expected.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.221-226
• /
• 1998

과잉온도 차온(Overtemperature $\Delta$T) 및 과잉출력 차온(Overpower $\Delta$T)트립에 쓰이는 온도 측정계통 총 지연시간은 6초로 구성되며 RTD 우회배관 제거시 4.5초의 RTD 응답시간(일차지연 상수로 가정)과 1.5초의 순수지연시간(전자회로 지연시간 + 그립퍼 풀림시간등)으로 구성된다. 그러나 RTD우회배관 제거전 사고분석을 일차지연상수를 3.5초, 순수지연을 2.5초로 모델링하였으므로 Simulink를 통한 영향분석과 Rack 응답시험 계단파 입력신호의 타당성을 평가하였다. RTD 응답시간은 전형적인 1차 지연요소로 나타내며 계전기나 제어봉 Gripper Release 시간 등은 순수 지연으로 가정하고 분석을 수행하고 기타 지연/지상 필터를 발전소와 동일하게 모델링하여 분석하므로써 발전소에서 일어나는 과도현상을 묘사할 수 있다는 점을 고려할 때 RTD우회배관 제거후 응답시간 지연상수가 바뀌더라도 안전하다는 결론에 도달했다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.596-602
• /
• 1998

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제26권4호
• /
• pp.502-506
• /
• 1994

안전등급 컴퓨터계통 설계에 대해서 노심보호계산기계통 소프트웨어 설계와 검증시험을 중심으로 살펴보았다. 안전계통에 컴퓨터계통을 사용하면, 하드웨어뿐만 아니라 소프트웨어에 대한 철저한 검중시험이 요구된다. 노심보호계산기계통에 대한 검증시험은 두개의 소프트웨어 버전을 개발하여, 수행결과를 서로 비교함으로써 수행된다. 하나는 어셈블리언어로, 또 다른 하나는 포트란으로 구현된다. 검증시험은 순차적이고 중첩되게 수행된다. 일차 시험은 모든 브랜치 루틴을 수행하여 각 소프트웨어 모듈이 바르게 구현되었음을 확인하는 작업이다. 이차 시험은 통합된 소프트웨어가 모든 요건을 만족하는가 그리고 시간요건을 만족하는 지를 검증한다. 이러한 철저한 검증시험을 통해서 영광 3, 4호기 노심보호계산기계통이 올바르고 완벽하게 구현되어 요건서를 만족함이 확인되었다.