• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.371-376
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• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.315-320
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• 1996

영광 3호기의 정지냉각펌프 성능감시 설비로는 펌프 유량계, 입구압, 출구압, 모터전류 등이 있으며 현장에서 펌프의 소음 감시나 진동 측정 등을 통하여 펌프 건전성을 확인할 수 있다. 부분충수운전중 여러 연구결과 제시된 펌프의 이상징후 증상은 펌프의 소음 증가, 유량계 또는 모터전류의 불규칙 요동이 있으나 정량적인 값을 제시하지 못하고 있으며 공기유입량에 대한 운전제한 근거만 정량적으로 제시되고 있다. 즉, WCAP-l1916에 따른 펌프의 손상 판단 근거는 연속적인 공기 흡입의 경우 2%이내, 간헐적인 공기흡입의 경우 5%를 제시하고 있다. 영광 3 호기의 부분충수운전시 펌프 입구압력을 제외한 다른 펌프 성능감시 변수들은 허용오차 이내로 별다른 펌프 이상 징후를 발견하지 못하였다. 그러나 펌프 입구압력 기록계의 입구압력 및 진동폭 변화는 정지냉각유량률, RCS 수위, 증기발생기 노즐댐 설치 유무에 따라 민감한 변화를 보여주었으며, 펌프의 건전성 감시에 가장 효과적인 변수임을 보여주었다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.20 no.4
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• pp.259-266
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• 2011

Following the reactor shutdown, the reactor shutdown cooling system must be designed to supply the coolant sufficiently not only to remove the decay heat but to maintain the adequate cooling rate to protect the reactor equipments. In this study, KDESCENT code for the light water reactor and SOPHT, SDCS codes for the heavy water reactor were compared and analyzed to investigate the cooling capability during the shutdown cooling process. The shutdown cooling system design requirements were satisfied during cooling process for both the SDCP and the HTP modes and the design cooling rate of $2.8^{\circ}C/min$ or below was maintained using the SDC heat exchangers. This study shows that the shutdown cooling system in the Wolsong 2, 3, 4 reactors provides sufficient cooling to maintain the nuclear fuel integrity by removing the decay heat of the nuclear fission product.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.604-609
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• 1996

원자력 발전소 부분 충수운전 중에 발생할 수 있는 정지냉각기능 상실사고인 과배수 사건에 대한 확률론적 안전성 평가를 수행하였다. 본 분석의 주된 목적은 과배수로 인한 정지냉각기능 상실사건에 대하여 노심손상 빈도를 계산하고 안전성 향상방안을 도출하는데 있다. 과배수 사건은 초기 부분 충수운전중 발생하는 것으로 가정하였으며 이 때의 발전소 배열(Plant Configuration)은 영광 3,4호기의 운전절차서 및 발전소 운전경험을 근거로 결정하여. 현재 운전상태에 대한 확률론적 안전성평가를 수행하였다. 분석결과 인간오류가 노심손상빈도에 가장크게 기여하는 인자로 나타났으며 인간오류를 줄 일수 있는 대체냉각 절차를 선정하여 재분석을 수행하였다. 고려된 대체냉각 수단은 피동적인 잔열제거 방법인 열규응축냉각(Reflux Cooling)과 정지냉각펌프의 대체계통으로 격납용기 살수펌프를 사용하는 경우의 두가지이다. 본 분석에서는 두가지 대체냉각수단을 모두 채택하는 것으로 가정하여 대체냉각 사용에 따른 효과를 비교하였는데 노심손상 빈도가 1/1000로 감소 하였다. 따라서 절차서 개정에 의한 대체 냉각수단확보는 부분 충수운전중 발전소 안전성 향상에 매우 효과가 큰 것으로 나타났다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2000.07a
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• pp.175-181
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• 2000

월성원자력4호기가 '99.06.09일 11:53분 경 전출력 소외전원상실시험시 주발전기 병입차단기 및 기동용변압기 차단기의 트립과 동시에 예상 밖의 13.8Kv 원자로 냉각재펌프모터#3(9.000HP)이 순시과전류 보호계전기(50Y) 동작으로 트립되어 이로 인한 냉각재 저유량으로 원자로 제1정지계통이 동작되고 원자로가 비상정지 되어 동 시험이 실패되었음. 이 비정상적인 고장은 예비디젤발전기의 수동 기동 병입과 터빈 수동 정지 및 주발전기 트립후 적절한 조치로 소내전원은 정상적으로 복구되었음. 이에 대해 냉각재펌프모터#3의 순시과전류 동작 원인을 유도전동기의 전원상실 후 발생되는 잔류전압(Residual Voltage)과 공급 모선전압(Bus Voltage) 측면에서 분석하며, 모터의 회전속도, 위상각, 잔류전압크기 변화 및 신속개방 절체시 냉각재펌프모터의 돌입 기동전류를 계산하고, PSS/E 프로그램을 사용한 간략한 모의 사례로 검증하였으며 이에 대한 재발방지를 위한 대책을 제시함.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.385-390
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• 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.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.1760-1761
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• 2011

원자력발전기술원은 발전정지 관련계통 제어케비넷 내에 장착된 제어용 기기들의 다중화 설계변경 활동을 지원하고 관련 기기의 배선상태 등의 육안점검을 통해 취약성 여부를 최종 확인하기 위하여 국내 Westinghouse형 원전 계측제어 케비넷 점검을 수행하였다. 또한 관련 설계변경에 대한 신뢰도평가 기술지원도 함께 수행하여 해당 설계변경이 설비의 신뢰도 향상에 효과가 있는지를 정량적으로 평가하고자 하였다. 이에 따라 원자로냉각재펌프(RCP, Reactor Coolant Pump) 제어 채널의 다중화 개선에 대하여 설계변경 전후의 기기 배열 변화에 따른 계통 신뢰도 변화를 대표유형 기기의 고장률에 근거하여 분석하였다. 고장수목을 이용하여 설계변경 전후의 RCP 고장정지로 인한 발전정지를 유발하는 고장조합을 도출하고, 고장정지 확률 변화를 정량화 하였다. 또한 기기 보호 측면에서 펌프 보호를 위한 신호를 출력하지 못하는 경우를 정량화하여 이를 비교하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.655-656
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• 2004

1) 제어봉의 전자 클러치는 직류전원 공급 장치에 의해 12V의 직류 전력을 공급받으며 전압 강하에 대한 내성이 좋다. 제어봉은 10V의 전압이 525msec 이상 지속될 때 전자력 상실로 낙하한다. 완전정전(0V)이 발생하여도 직류전원 공급 장치는 500msec 동안 전자클러치에 직류전력을 공급하여 제어봉의 연결 상태를 유지하도록 한다. 2) 정지봉 계통에 대한 전압강하의 영향은 제어회로를 구성하는 전자접촉기의 개방에 의하여 펌프의 전원공급이 차단되고, 그 결과 정지봉이 낙하한다. 정지봉은 펌프의 전원이 상실되면 수압 실린더의 압력 상실로 약 1000msec 후에 낙하한기 시작한다. 그림 2는 제어봉 및 정지봉에 대한 정전 영향을 시간에 따라 표시한 것이다. 3) 1차 및 2차 냉각계통의 부족전압 계전기에 의해 펌프가 정지할 때까지 저유량 신호 및 N/T mismatch 신호에 의한 원자로 정지신호는 발생되지 않는다. 따라서 정지봉 및 제어봉 계통에 적용하고자 하는 순간정전 보상장치는 부족전압 계전기 동작시간 이내의 보상시간에서만 가능할 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.110.2-110
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• 2001

• Journal of Energy Engineering
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• v.8 no.4
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• pp.525-532
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• 1999

The standardized Korea Next Generation Reactor (KNGR) NSSS has developed in the basis of the ABB-CE System 80+ design concept. In this study, several regulatory requirements for the KNGR shutdown cooling system (SCS) operation are investigated. The purpose of this study is to establish the technical self-reliance for SCS design by supporting fundamental data such as SDCHX effective area and reactor CCW flow rate. Thermal power of KNGR would be increased to about 4,000 $MW_{th}$ in comparison with thermal power 2.825 $MW_{th}$ of UCN 3&4, therefore, SCS design data shall b recalculated by using the KDESCENT Code, which could evaluate cooling capability of SCS. It is found that SCS minimum flow rate is able to remove the primary sensible heat. Reviewing the major components such as heat exchanger, pump, value, and operating procedure, it is concluded as follows.