• 제목/요약/키워드: 정지냉각계통

검색결과 48건 처리시간 0.028초

SOPHT 코드를 이용한 열수송계통의 정지냉각 천이해석

  • 김태한;김영보;정종식;한상구
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
    • /
    • pp.371-376
    • /
    • 1995
  • CANDU-6형 원자로의 정지냉각계통(Shutdown Cooling System, SDCS)은 영출력 고온상태의 원자로를 상온상태로 냉각시킬 수 있도록 설계되었다. 본 해석은 증기발생기와 복수기증기방출밸브(CSDV) 및 정지냉각펌프를 이용한 정상냉각과 열수송펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각 및 정지냉각펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각의 두 가지 비정상냉각에 대해서 중수로 계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT 코드를 사용하여 해석하였다. 해석결과에 따라 주요기기들의 냉각천이에 따른 운전부하(service loadings)조건이 주어졌으며 또한 정지냉각계통은 열수송계통과 관련 보조계통을 정지냉각계통 열교환기 2차측에서 비등이 발생하지 않고 정상냉각 허용한계인 2.8$^{\circ}C$/min를 만족하면서 냉각할 수 있음을 확인하였다.

  • PDF

중수로 정지냉각계통의 냉각능력 분석 (Analysis of Cooldown Capability for the HWR Shutdown Cooling System)

  • 신정철
    • 에너지공학
    • /
    • 제20권4호
    • /
    • pp.259-266
    • /
    • 2011
  • 원자로 정지냉각계통은 원자로 정지 시 핵연료 잔열 제거를 위하여 냉각수가 충분히 공급하고 원자로기기들을 보호할 수 있는 냉각율을 유지할 수 있도록 설계되어야 한다. 경수로 정지냉각계통을 분석하기 위한 KDESCENT코드를 중수로 정지냉각계통에 적용하여 보았으며 기존의 중수로형 해석코드인 SOPHT, SDCS 코드 결과와 비교분석하였다. 정지냉각펌프 모드와 열수송펌프 모드에서 정상냉각 운전상태는 계통의 설계 요건을 만족시켰으며 정지냉각 열교환기를 열제거원으로 사용하였을 때 냉각률은 설계요건에서 규정하고 있는 제한치인 $2.8^{\circ}C/min$ 이하의 값을 얻었다. 전반적인 냉각능력 분석 결과 월성 2, 3, 4호기 정지냉각계통은 핵연료로부터 핵분열 생성물의 방출을 충분히 제한하고 핵연료채널의 건전성을 유지시키기 위한 충분한 냉각을 핵연료에 제공하였다.

차세대 원자로 정지냉각계통의 냉각 성능에 대한 연구 (A Study of Cooldown Performance of Shutdown Cooling System of Korea Next Generation Reactor)

  • 유성연;이상섭
    • 에너지공학
    • /
    • 제8권4호
    • /
    • pp.525-532
    • /
    • 1999
  • 한국형 차세대 원자로는 ABB-CE사의 System 80+의 설계개념을 근간으로 하여 표준화된 원자로의 계통설계를 추진하고 있다. 본 연구에서는 차세대 원자로 정지냉각계통의 운전시 요구되는 인허가 요건등제반 조건을 충족시킬 수 있는지를 해석하였다. 또한 운전시 필요한 열교환기의 유효면적과 원자로 기기냉각수 유량등 기본적인 설계자료를 산출하여 차후 차세대 원자로 정지냉각계통의 상세설계 업부를 수행하는데 필요한 기초자료를 제시하여 핵증기공급계통 (NSSS)의 기술개발을 이루는데 목적이있다. 차세대 원자로는 울진 3, 4호기 열출력 2.825MWth 에 비해 열출력이 4,000MWth 로 증가되어 정지냉각계통의 관련서례자료를 새로 산출해야하므로 정지냉각계통의 냉각능력을 평가하는 KDESCENT 전산코드를 이용하여 원자로 노심의 잔열과 정지냉각계통의 현열을 제거할 수 있는 최소 유량을 제시하였으며 주요 구성기기인 열교환기, 펌프, 밸브 및 기타 기기의 기능 및 정지냉각계통의 운전절차를 고찰하였다.

  • PDF

영광 3&4호기 부분충수운전시 정지냉각계통 최소유량 감소에 대한 영향분석

  • 오광석;오종필;김도현;이중섭;유병철
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
    • /
    • pp.385-390
    • /
    • 1996
  • 영광 3&4호기의 부분충수운전시 정지냉각계통 최소유량의 감소에 따른 영향을 노심의 잔열제거 능력 및 저압안전주입펌프의 성능 측면에서 분석하였다. 정지냉각계통 성능해석용 전산코드인 KDESCENT를 수정하여 사용하였으며 보수적인 초기조건 및 가정을 사용하였다. 분석결과 부분충수 운전동안 원자로냉각재의 최고 허용온도를 작업자의 접근을 위한 설계온도인 140 ℉로 설정할 경우 원자로 정지후 4일 시점에서 이를 만족할 수 있는 정지냉각계통의 최소유량은 실제값으로 3000 gpm(계측기의 오차포함 3440 gpm)임을 알 수가 있었다. 이 유량은 붕산희석이나 성층화, 저압안전 주입펌프의 성능 측면에서도 허용가능한 값이다.

  • PDF

영광 3/4호기의 정지냉각계통 기능상실사고시 가압기 Manway 및 증기발생기 역할분석

  • 하귀석;정재준;김경두;장원표
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
    • /
    • pp.649-656
    • /
    • 1996
  • RELAP5/MOD3.1.2을 이용하여 영광3/4호기의 부분충수운전중 정지냉각계통 기능상실사고를 모의하였다. 이 해석은 노심에서 발생되는 증기를 가압기 Manway로 배출시켜 노심을 냉각할 경우, 증기발생기 2차측 냉각재 유무에 따르는 계통거동을 분석한 것이다. 해석결과, 노심에서의 비등은 사고후 약 6분 경에 발생하였으며, 증기발생기 2차측에 냉각재가 없는 경우는, 냉각재가 채워져 있는 경우보다 0.16 bar 더 높은 1.8 bar의 계통 압력을 나타내어, 현재의 운전절차서에 제시한 RWST의 수위 (70%)로는 중력주입이 불가능한 것으로 밝혀졌다. 이런 해석결과를 토대로 할 때, 부분충수 운전중 증기발생기 2차측 냉각재는 최소한 한 대에는 충수하고, RWST 수위 제한치도 84 % 이상으로 증가시키는 운전 절차서의 개정이 필요한 것으로 판단된다.

  • PDF

기기냉각수 최저온도와 정지냉각계통 유량조절밸브 개도에 관한 설계분석

  • 김도현;이중섭;오종필;오광석
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
    • /
    • pp.444-449
    • /
    • 1995
  • 한국형 표준 원자력발전소의 정지냉각운전시 최대냉각율은 75$^{\circ}$F/hr(41.7$^{\circ}C$/hr)로 기술사양서에 규정되어 있다. 정지냉각운전 냉각율에 가장 큰 영향을 미치는 2가지 중요한 변수는 정지냉각계통 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량과 기기냉각수의 온도다. 이중 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량은 butterfly형 정지냉각계통 유량조절밸브의 개도에 의하여 조절되는데 개도에 따른 throttle 능력이 중요한 인자다. 또 기기냉각수의 온도는 해수온도의 변화에 따라 편차가 발생하므로 유량조절밸브의 개도와 기기냉각수 온도의 상관관계에 따라 냉각능력이 달라진다. 본 논문에서는 현 울진 3&4호기 정지냉각계통 열 교환기 및 조절밸브 둥의 설비를 기준으로 기술사양서 상의 냉각율 75$^{\circ}$F/hr(41.7$^{\circ}C$/hr) 유지가 가능한 최저 기기냉각수의 온도를 찾아보았고, 아울러 기기냉각수의 온도와 조절밸브의 개도 사이의 관계를 조사하였다. 그 결과 현재의 울진 3&4호기 조절밸브를 최저개도로 조절할 때 약 57$^{\circ}$F(13.9$^{\circ}C$)의 기기냉각수가 공급되어도 냉각율 제한치를 넘지 않는 것으로 분석되었다. 한편, 최저조절가능 유량이 약 2000 gpm(7570 l/min)일 경우에는 낮은 기기냉각수가 공급될 경우 최대냉각율을 초과하므로 한 train을 정지시키고 한 train만으로 운전할 것을 고려하여야 할 것으로 보인다. 이 경우 최저 약 56.5$^{\circ}$F(13.6$^{\circ}C$)의 기기냉각수가 공급되어야 한다. 본 논문의 분석결과는 향후 기기설계사양서나 운전지침서 등에 반영되어 실제 발전소 설계 및 운전절차 수립에 기여할 수 있을 것으로 생각된다.공감대의 형성이 요구된다. 질적 측면에서는 공원 녹지의 기능성의 회복이라는 측면과 시대에 부합되는 새로운 기능 및 가치의 부여가 필요하며, 이를 위해서는 공원의 매력, 공원의 시설기능 증진, 녹지의 질의 향상 및 녹지 가치의 증진에 대한 다양한 시책이 요구된다. 구성적 측면에서는 공원녹지의 개별적 존재보다는 공원 녹지를 상호간 유기적인 계통을 확보하여 공원 녹지의 네트워크를 형성하여 도시 속의 산재된 고립된 섬으로서의 공원 녹지가 아닌 시민생활에 늘 가까이 있는 생활 속의 공원녹지로 재편되어야 한다. 이러한 정책의 의제는 양적 측면에서 보전(CONSERVATION)과 창출(CREATION), 질적 측면에서 쇄신(RENOVATION)과 복구(RESTORATION), 그리고 구성적 측면에서 공원 녹지의 연결(CONNECTION)과 시민 참여에 의한 운동(MOVEMENT)이라는 정책 개념의 구현을 통해 가능하다. 이러한 정책 개념과 의제를 가지고 서울시 공원 녹지 정책을 구체화시키기 위해서 푸르름의 새로운 탄생이라는 기치 아래 풍요로운 서울, 사랑 받는 공원, 생활 속의 녹지의 3대 목표, 공원 녹지의 보전, 잠재 공원 녹지의 창출, 공원의 활성화, 녹지의 복구, 경관 보전 및 복구, 공원 녹지의 네트워크, 도시 녹화의 7대 과제를 설정하고 미시설 공원 녹지 집행, 개발 사업시 공원 녹지의 확보, 환경 녹지의 총량 보호 관리, 도시 소공원 개발, 역사 문화 공원 조성, 하천 공간 복원, 공원 시설 기능 개선, 이용 프로그램 개발, 공원 관리 개선, 환경 피해 녹지의 회복, 도시 환경 림 조성, 녹지 기능 증진, 도시 자연 경관 보전, 공원 녹지체계 구성, 공원 녹지 공급 균형, 주변 환경 녹화, 가로 녹화의 17개 시책을 제안하였다. 이러한 정책사업의 원활한 추진을 위해서는 기존의 관주도의 일방적인 공원 녹지 행정이 아닌 시민의 참여를 통한 시민이 함께 하는 정 책 사업의 추진이 요구되며, 특히 민간 부문의

  • PDF

PWR 냉각재계통 방사능 제거에 관한 정지수화학 특성 평가

  • 나정원;성기웅;성기방;강덕원;정홍호
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
    • /
    • pp.363-368
    • /
    • 1997
  • PWR 원전에서는 계획예방 정지운전시 효과적인 정지수화학 제어에 의해 일차계통 방사능 준위를 감소시키고 작업종사자의 피폭을 최소화하기 위해 정지운전 자료에 대한 보다 정확한 해석이 필요하다. 본 연구에서는 국내 PWR 원전 주기(A호기의 I 및 II주기와 B호기의 II주기)별 정지수화학 특성을 SCALP(Shutdown chemistry CALculation Program)프로그램으로 계산하고 정지운전 기간중 일차냉각재계통에서 제거되는 방사능량에 영향을 미치는 정지수화학 특성을 주요 인자별로 평가하였다.

  • PDF

영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각계통 상실사고시 가압기 Manway 개방에 따른 사고해석

  • 하귀석;장원표;류건중
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
    • /
    • pp.396-402
    • /
    • 1995
  • 영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각계통이 상실되고 가압기 Manway가 개방된 사고에 대하여 RELAP5/MOD3.1.2의 열수력 코드를 이용하여 모의하였다. 계산결과 계통의 압력은 최고 1.74bar 까지 도달하였으며, 사고 발생 후 약 1시간 이후부터 계통은 노심이 노출될 때까지 유사 정상상태를 유지한다. 이때 가압기 Manway를 통해 방출되는 증기량은 약 4 kg/s로 붕괴열의 약 80%를 담당하고 증기발생기 2차측에 의해 나머지 20% 가량 제거된다. 또한 비응축성 가스는 계통에 남아 있는 한 계통의 압력 상승율을 증가시키며, RELAP5/MOD3.1.2 계산결과는 일차계통 전체 냉각재의 약 26 %의 질량오차를 나타냈다.

  • PDF

표준형 원전 원자로냉각재계통의 발전정지유발기기 분석 (Single Point Vulnerability Analysis of Reactor Coolant System in OPR-1000)

  • 이은찬;배연경;김명수
    • 대한전기학회:학술대회논문집
    • /
    • 대한전기학회 2011년도 제42회 하계학술대회
    • /
    • pp.1999-2000
    • /
    • 2011
  • 본 연구의 목적은 발전소의 정상적인 출력운전을 위해 필요한 주요 계통의 기능에 영향을 미쳐 발전소 불시정지를 유발할 수 있는 핵심 기기, 즉, 발전정지유발기기의 설치 개소를 체계적인 방법을 통하여 정밀 분석하고, 해당 기기의 고장모드와 그 영향을 검토하여 이를 방지하기 위한 대책을 수립하도록 하는 것이다. 발전정지유발기기의 평가는 발전소 종사자로 하여금 가동 중 발전소에서 발생 가능한 발전정지 영향기기와 그들의 상호관계를 이해하고, 정량적 평가를 통해 해당기기들의 발전소 발전정지 영향을 시각적으로 확인하여 불시 발전정지를 예방할 수 있는 대응 논리를 인지할 수 있도록 하는데 그 목적이 있다. 원자로냉각재계통에 대한 발전정지유발기기(SPV, Single Point Vulnerability)를 분석하기 위해 고장모드영향분석(FMEA, Failure Mode Effect Analysis)을 수행하고 상세 고장수목을 개발하여 통합단위의 계통 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로냉각재계통의 발전정지유발기기는 원자로냉각재 펌프와 가압기 주살수 밸브의 제어회로에 집중되어 있는 것으로 나타났다.

  • PDF

안전주입 및 정지냉각 배관의 LBB 적용을 위한 배관평가선도 개발

  • 허남수;서명원;김영진;표창률;박상덕
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
    • /
    • pp.697-702
    • /
    • 1996
  • 원전 배관계통에 LBB를 적용하면 배관파단으로 인한 동적영향(dynamic effect)을 고려하지 않아도 되므로 각종 구조물의 설계가 단순해지고, 배관파단에 대비해 설치하였던 각종 지지구조물들을 제거할 수 있으므로 설계비용 절감 등 경제적 이점을 얻을 수 있다. 본 논문의 목적은 차세대원전 안전주입 및 정지냉각계통 배관에 대해 설계초기단계에서 LBB적용 여부를 판단할 수 있는 배관평가선도를 개발하는 것이다. 이를 위해 먼저 배관재료의 응력-변형률곡선을 사용하여 감지가능한 균열길이를 산출하였으며, 3차원 유한요소해석과 배관재료의 파괴저항곡선을 이용한 균열안정성평가를 수행하여 배관평가선도를 개발하였다. 본 연구에서 개발한 배관평가선도를 배관설계초기단계에 사용하면 LBB적용여부로 인한 설계변경과정이 불필요하므로 전체공기를 단축할 수 있으며, 특정한 배관계통이 아닌 일반 배관계통에 적용할 수 있으므로 LBB해석회수를 상당히 줄일 수 있다.

  • PDF