• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.790-797
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• 1997

에어로졸 재부유현상은 중대사고 방사선원항 평가에서 그 중요성이 인식되고 있으나 거의 모든 사고해석 코드에서 다루어지지 않고 있다. 따라서 본 연구는 지금까지 제시된 몇가지 유형의 에어로졸 재부유모델을 ORNL에서 실시된 에어로졸 재부유실험 데이터를 이용하여 정확도와 중대사고 해석코드에 적용가능성을 분석하였다. 본 연구에서 고려한 모델은 시간의 멱승함수와 지수함수형으로 표시된 모델들이다. 본 연구에서 분석한 바에 의하면 두 유형에 속하는 대부분의 모델이 재부유량뿐만 아니라 재부유율을 계산하는 데서 실험데이터와 상당한 편차를 보여 현재의 형태로 중대사고 해석 코드에 접목하는 데는 문제가 있는 것으로 분석되었다. 그러나 보다 광범위한 실험데이터를 통한 보완이 이루어진다면 모델식 자체의 간편함으로 접목이 용이할 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.789-794
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• 1998

중대사고 해석 전산 코드 국산화의 필요성이 대두되고 있는 이때 우리가 개발해야 할 코드의 요건을 다음 여섯 가지로 정리하였다: 1) 종합적인 해석 코드. 2) 1차계통과 격납건물 모사 능력의 유연성, 3) 자세한 발전소 거동 모사, 4) 사용자 편의성, 5) 개선 및 새로운 모델 접목의 용이성. 그리소 6) 최신 모델 포함. 이런 관점에서 기존의 중대사고 해석코드를 분석한 결과 코드 개발의 기준 코드로 MELCOR를 선정하였다. MELCOR는 계통 모사의 유연성 때문에 상용 발전소 뿐만 아니라 앞으로 개발 계획 중인 차세대나 중소형 원자로까지도 확장이 가능하며, 상세한 열수력 기본 지배 방정식을 활용하고. 모델 분석 및 개선에 필요한 코드에의 자유로운 접근이 허용되며, 지속적인 코드 개선이 이루어져 최신 모델을 보유하고 있다. 이미 MELCOR는 상당한 수준의 결과를 예측하고 있기만. 노심 손상 모델을 개선하고 격납건물 안에서의 주요 현상 모사 모델을 추가하며. 또한 국내에서 이루어지고 있는 SONATA 실험이나 증기 폭발 실험 결과들을 MELCOR에 반영하는 것이 가급적 짧은 시간에 기술 자립을 이를 수 있는 방법으로 판단된다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2009.04a
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• pp.292-293
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• 2009

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2001.05a
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• pp.148-152
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• 2001

본 논문에서는 중대사고 해석코드인 MELCOR를 이용하여 개발중인 중대사고 훈련용 그래픽 시뮬레이터 MEL-GRS에 대하여 기술하였다. MEL-GRS는 SL-GMS 그래픽 튤과 MELCOR 계산 결과를 적절히 사용하여 중대사고 현상을 실시간으로 디스플레이하는 목적으로 개발되었는데, 기존의 MELCOR 코드에서 불가능했던 다이내믹 시뮬레이션 기능을 가지고 있어 실시간 밸브 및 펌프 조작이 가능하다. 개발된 시스템은 IBM PS Windows 환경에서 작동하며, 울진 3, 4호기를 대상으로 한 TLOFW, LOCA등의 중대사고 시나리오를 사용하여 그 성능을 검증하였다. 개발된 시스템은 차후 발전소 현장의 설치 및 검증을 거쳐 운전원 및 TSC 요원의 중대사고 훈련도구로 활용한 계획이다.

• Journal of Korea Society of Industrial Information Systems
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• v.27 no.6
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• pp.95-103
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• 2022

Quick and accurate understanding of the situation in a severe accident is essential for conducting the appropriate accident management and response using the accident diagnosis information. This study employed deep learning technology to diagnose severe accidents through the major safety parameters transferred from a nuclear power plant (NPP) to AtomCARE. After selecting the major accident scenarios to consider, a learning database was established for particular scenarios affiliated with major scenarios by performing a large number of severe accident analyses using MAAP5 code. The severe accident diagnosis technology, which classifies detailed accident scenarios using the major safety parameters from NPPs, was developed by training it with the established database . Verification and validation were conducted by blind test and principal component analysis. The technology developed in this study is expected to be extended and applied to all severe accident scenarios and be utilized as a base technology for quick and accurate severe accident diagnosis.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.19 no.4
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• pp.292-309
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• 1987

A large dry PWR containment response analysis for postulated severe accidents was performed as part of the Zion Risk Rebaselining study for input to the U.S. NRC's "Reactor Risk Reference Document," NUREG-1150. The Methodologies used in the present work were developed as part of the Severe Accident Risk Reduction Program (SARRP) at Sandia National Laboratory specifically for the Surry Plant, but they were extrapolated to Zion. Major steps of the quantification of risk from a nuclear power plant are first outlined. Then, the methodologies of containment response analysis for severe accidents used for Zion are described in detail: major features of the containment event tree (CET) analysis codes and CET quantification procedures are summarized. In addition, plant specific features important to containment response analysis are presented along with the containment loading and performance issues included in the present uncertainty analysis. Finally, a brief summary of the results of deterministic and statistical containment event tree analysis is presented to provide a perspective on the large dry PWR containment response for postulated severe accidents.accidents.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.17 no.1
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• pp.8-15
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• 1985

A model for thermal interactions of debris/water with gas flow from within and below debris bed was presented for severe accident analysis in LWR. The consumption of steam, production of hydrogen in the debris bed, generation of gases from below debris bed and generation of chemical heat are included in the conservation equations. The model has been incorporated in the MARCH code to estimate the gas production due to both metal/oxidation and hot debris/concrete interaction. The results indicate that the hydrogen source can potentially give a significant impact on the containment pressure transient and the conductive heat loss to concrete and the convective gas cooling in the debris bed have a small effect on the debris bed coolability. However, the reheating and melting of the debris particles could be delayed by the interaction of debris with concrete.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.795-800
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• 1998

월성 발전소에서의 중대사고 진행을 예측하고 분석하기 위하여 CANDU 발전소의 중대사고 해석코드인 ISAAC을 이용하여 능동 안전 장치들이 동작하지 않는 발전소 정전사고에 대한 분석을 수행하였다. ISAAC은 사고 관리용 전산코드로 개발된 MAAP4/PWR를 근간으로 월성 발전소의 고유 특성에 관한 모델들을 추가하여 개발되었다 월성 발전소의 경우 칼랜드리아 안의 감속재와 칼랜드리아 볼트 안의 냉각수는 피동 열침원으로, 능동 안전 장치들이 동작하지 않는 중대사고시 노심으로부터의 붕괴열을 제거하여 노심 손상을 지연시킬 수 있다. 발전소 정전사고에 대한 ISAAC 계산 결과 노심 손상후 칼랜드리아 파손까지 약 40 시간이 예상되며, 이 동안에 운전자는 사고를 완화시킬 수 있는 방안을 모색할 수 있다. 따라서, 월성발전소의 피동안전장치는 사고 관리 전략 수립에 중요한 기능을 담당한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.707-712
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• 1996

중대사고시 원자로 압력용기내 또는 원자로 공동(cavity) 내에서의 노심용융물은 주입되는 물로 인하여 물과 접촉하는 표면이 냉각되면서 피막층(crust)이 형성된다. 이러한 피막층의 형성은 노심용융물과 냉각수 사이의 열전달 현상에 영향을 미치며 중대사고 발생시 사고 진행에 중요한 역할을 한다. 본 연구에서는 이러한 용융물의 피막층 형성의 해석모델을 수립하기 위해 전이현상과 전도와 대류를 포함하는 2차원 열전달과 상변화를 수반하는 문제를 포함하는 운동량방정식과 에너지방정식을 2차원으로 구성하였으며 에너지방정식은 엔탈피의 함수로 나타내었다. 그리고 이러한 2차원 지배방정식을 해석하기 위해 유한차분법 및 SIMPIER 알고리즘을 이용하였다. 비교대상으로는 한국원자력연구소에서 수행한 냉각수의 비등과 기체주입 효과가 고려되지 않은 실험을 대상으로 하였다. 계산결과 용융물의 피막층은 파동(wave) 형태로 형성되었으며 일정시간이 경과하면 변화가 없는 안정한 상태가 되었다. 용융물 내에서의 온도분포는 액체상태일 경우에는 하부가열면과 상변화가 일어나는 경계면부근을 제외하고는 거의 일정한 온도분포를 나타내고 있으며 용융물이 고화된 피막층에서는 급격한 온도변화를 보여주고 있다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.25 no.2
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• pp.1-20
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• 2016

A condensation heat transfer model is very important for the safety analysis of nuclear power plants. Especially, condensation under the presence of noncondensable gases (NCGs) is an important issue in nuclear safety because the presence of even a small quantity of NCGs in the vapor largely reduces the condensation rate. In this study, the condensation heat transfer model of the severe accident analysis code MELCOR 1.8.6 has been assessed using a set of condensation experiments performed under the thermal-hydraulic conditions similar to those inside a containment during design-basis accidents or severe accidents. Experiment conditions are categorized into 4 types according to the shape of the condensation surface: vertical flat plates, outer surface of vertical pipes, inner surface of vertical pipes, the inner surface of horizontal pipes. The results of the calculations show that the MELCOR code generally under-predicts the condensation heat transfer except the condensation on inner surface of vertical pipes.