• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1999.10a
• /
• pp.360.2-360
• /
• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05d
• /
• pp.327-332
• /
• 1996

대구경유압식스너버의 잠재적 기능상실은 미국원자력규제위원회(USNRC)에서 인정한 주요안 전성 문제중의 하나이다. 본 보고서는 한국표준형원전의 증기발생기와 원자로냉각재펌프에 설치되어있는 대구경유압식스너버 중 단일 스너버의 기능상실에 대하여 지진과 가상분기관파단의 시간이력해석을 수행하여 구조적영향을 보였다. 지진 입력은 SRP 3.7.1 에 따른 가상적 시간이력이며, 분기관파단 입력은 파단전누설기법(Leak Before Break) 적용에 의하여 배제되지 못한 분기관파 단인 증기발생기 주증기배관과 증기발생기 주급수배관의 가상파단을 이용하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
• /
• 2011.07a
• /
• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.699-706
• /
• 1998

한국원자력연구소에서는 원자력중장기연구의 일환으로 한국형 표준원전을 모의하는 종합열수력실증실험을 계획하고 있으며, 현재 실험장치에 대한 척도해석(Scaling Analysis), 예비해석(Scoping Analysis) 및 개념설계를 수행하고 있다. 본 논문에서는 영광 3/4호기를 대상으로 척도해석을 통하여 실험장치를 개념설계하고, 저온관 6인치 소형냉각재 상실사고에 대하여 예비해석을 수행한 결과를 보여준다. 개념설계된 실험장치는 높이비가 참조원자로와 동일하고, 체적비가 1/200이다. 실험장치의 개념설계는 이상유동에 대한 3단계 척도법을 적용하였으며, 개념설계의 타당성을 입증하기 위해 RELAP5/MOD3.1 코드를 사용하여 정상상태 및 저온관 6인치 소형냉각재 상실사고시 계통의 거동을 예비 계산하였다. 실험장치에 대한 예비해석결과 사고 거동이 참조원자로와 잘 일치하는 것으로 나타났다. 또한 수평관 및 주냉각재펌프의 척도기준이 사고의 진행과정에 영향을 미치는 중요한 인자로 밝혀졌다

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.16 no.3
• /
• pp.389-396
• /
• 2018

The Kori-1 Nuclear Power Plant (NPP), WH 2-Loop Pressurized Water Reactor (PWR) operated for approximately 40 years in Korea, was permanently ceased on June 18, 2017. To reduce worker exposure to radiation by reducing the dose rate in the system before starting main decommissioning activities, the permanently ceased Kori-1 NPP will be subjected to full system decontamination. Generally, the range of system decontamination includes Reactor Pressure Vessels (RPV), Pressurizer (PZR), Steam Generators (SG), Chemical & Volume Control System (CVCS), Residual Heat Removal System (RHRS), and Reactor Coolant System (RCS) piping. In order to decontaminate these systems and equipment in an effective manner, it is necessary to evaluate the influence of the flow characteristics in the RCS during the decontamination period. There are various methods of providing circulating flow rate to the system decontamination. In this paper, the flow characteristics in Kori-1 NPP reactor coolant according to RHR pump operation were evaluated. The evaluation results showed that system decontamination using an RHR pump was not effective at decontamination due first to impurities deposited in piping and equipment, and second to the extreme flow unbalance in the RCS caused deposition of impurities.

• Journal of Information Technology Services
• /
• v.20 no.3
• /
• pp.1-12
• /
• 2021

Reactor Coolant Pump (RCP) is core part of nuclear power plant to provide the forced circulation of reactor coolant for the removal of core heat. Properly monitoring vibration of RCP is a key activity of a successful predictive maintenance and can lead to a decrease in failure, optimization of machine performance, and a reduction of repair and maintenance costs. Here, we developed real-time RCP Vibration Analysis System (VAS) that web based platform using NoSQL DB (Mongo DB) to handle vibration data of RCP. In this paper, we explain how to implement digital signal process of vibration data from time domain to frequency domain using Fast Fourier transform and how to design NoSQL DB structure, how to implement web service using Java spring framework, JavaScript, High-Chart. We have implement various plot according to standard of the American Society of Mechanical Engineers (ASME) and it can show on web browser based on HTML 5. This data analysis platform shows a upgraded method to real-time analyze vibration data and easily uses without specialist. Furthermore to get better precision we have plan apply to additional machine learning technology.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
• /
• 1995.04a
• /
• pp.318-321
• /
• 1995

원자력 발전소의 안전성 보장 및 신뢰성 향상을 위하여 시운전 단계에서 원자력 발전소내 안전등급에 해당하는 배관계통의 상태 확인을 위하여 각종시험을 하도록 되어있다. 특히 새로운 설계기념, 크기 또는 용량을 갖는 원자로 모델에 대해서는 필수적으로 건전성 평가를 하게 되었다. 이를 위해 발전소 건설기간에 시행하는 고온 기능시험 중에 원자로 주변 주요 시스템인 원자로 냉각재 루프 계통에 대한 건전성 확인을 위해 압전형 고온 가속도 센서를 이용하여 정상운전상태의 진동을 측정하여 시스템 진동거동을 규명하였다. 배관시스템의 일상운전상태는 유체의 흐름과 기기운전이 일정한 정상상태와 펌프의 기동 또는 정지 및 밸브의 급격한 개폐등으로 발생하는 과도상태로 나눌 수 있다. 따라서 두 가지 상태의 진동을 측정해야 한다. 배관계통은 정상운전 상태로 설계수명을 유지할 수 있어야 하므로 정상진도잉 최소화 되어야 한다. 진동 평가기준은 배관재질의 응력(S/N 커브) 곡선을 참조하여 설계수명내에 손상이 일어나지 않도록 재료의 허용응력을 산정하고 이를 진동변위로 환산하여 정한 것이며 이 값에 측정 데이타를 비교하여 1차계통 배관의 건전성을 확인하였다.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
• /
• 2000.04a
• /
• pp.168-173
• /
• 2000

지금까지 국내에서 설치되어 있는 원전 시뮬레이터용 노심 (Neutronics) 모델 프로그램은 주로 전산기 성능이 오늘날 비해 낮은 환경에서 실시간으로 노물리 계산을 위해 중성자 확산(Diffusion)현상을 미리 반영한 곡선을 사용하는 등 빠른 계산을 위해 많은 가정과 간략화가 있었다. 본 논문에서는 중성자 물리 계산을 2 Group 3-D로 계산이 가능한 최신의 노심코드(REMARK)를 이용하여, WH사가 공급한 900Mw의 3 Loop PWR인 영광 1호기 12주기를 기준으로 한 시뮬레이터의 노심모델 개발하기 위한 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMAR 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발과 개발된 노심모델의 자체 검증 및 원자력발전소 사고해석에 쓰이는 최적평가코드(RETRAN)를 기반으로 하는 최신 실시간 열수력 시뷸레이션(ARTS) 모델과 결합(Integration)되어 원자로 냉각재 펌프 1대 정지 및 터빈정지 시험등 과도시험한 결과를 기술하였으며 개발된 노심 모델은 원자력 교육원 2호기 시뮤레이터에 적용될 예정이다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.24 no.3
• /
• pp.243-251
• /
• 1992

Behavior of loop seal formation and clearing during small break loss of coolant accident is investigated using the RELAP5/MOD 2 and /MOD3 codes with the test of SB-CL-18 of the LSIF (Large Scale Test Facility）. The present study examines the thermal-hydraulic mechanisms responsible for early core uncovery including the manometric effect due to an asymmetric coolant holdup in the steam generator upflow and downflow side. The analysis with the RELAP5/MOD2 demonstrates the main phenomena occuring in the depressurization transient including the loop seal formation and clearing with sufficient accuracy. Nevertheless, several differences regarding the evolution of phenomena and their timing have been pointed out in かe base calculations. The RELAP5/MOD3 predicts overall phenomena, particularly the steam generator liquid holdup better than the RELAP5/MOD2. The nodalization study in the components of the steam generator U-tubes and the cross-over legs wiか the RELAP5/MOD3 results in good prediction of the loop seal clearing phenomena and their timing.

• Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering
• /
• v.25 no.9
• /
• pp.599-605
• /
• 2015

The revised U.S. Nuclear Regulatory Commission(NRC), Regulatory Guide(RG) 1.20, rev.3 requires the evaluation of the potential adverse effects from pressure fluctuations and vibrations on piping and components for the reactor coolant, steam, feedwater, and condensate systems. Detailed vibration analyses for the systems attached to the steam generator are very difficult, because these piping systems are very complicated. This paper suggests a screening method for the flow-induced vibration of acoustic resonances and pump-induced vibration of the piping systems attached to the steam generator in order to conduct the APR1400 comprehensive vibration assessment program. This paper seeks to address the areas such as potential vibration sources, and methods to prevent the occurrence of acoustic resonances and pump-induced vibration of piping systems attached to the steam generator, for conducting the APR1400 comprehensive vibration assessment program. The screening method in this paper will be used to estimate the flow-induced vibration of the piping systems attached to the steam generator for the APR1400.