• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.461-466
• /
• 1996

원전에서 가상적인 중대사고 발생시 격납용기 하부 캐비티에서 고온의 노심용융물과 콘크리트와의 반응시 생성되는 기체의 종류 및 양, 콘크리트 침식율 및 주변 열전달 특성은 중대사고 연구의 쟁점으로 이에 대한 많은 연구가 수행되고 있다. 본 연구에서는 용융 유사물로 고온의 금속 용융물(SS304) 및 Thermite (Fe＋A1$_2$O$_3$)를 영광 3,4호기 원전에 사용한 콘크리트 시편에 부어 침식율, 생성가스 종류 및 주변 열전달 계수를 측정하였고 후에 MELCOR 로드내 MCCI 해석 부분인 CORCON MOD-3 코드와 비교할 계획이다. 본 논문에서는 MCCI scoping test의 실험 장치, 실험 방법 및 곁과를 소개하였다. 약 1$600^{\circ}C$ 의 SUS 304 용융물(10kg)은 충분치 않은 melt superheat와 용융물 이송과정시 열손실로 인해 침식이 거의 일어나지 않았으나, Thermite 실험에서는 측면 및 하부 방향으로 최대 2.7cm/min 의 침식율을 보였으며 하부방향으로의 최대 열유속은 약 3.1MW/$m^2$로 나타났다. 본 연구의 결과 및 실험 기술은 차세대 원전의 중대사고 완화를 위한 원자로 캐비티 설계 실증실험에 응용될 예정이다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제26권1호
• /
• pp.1-8
• /
• 1994

중대사고시 고온·고압의 열수력적 현상과 증기의 억제효과를 정량화할 수 있는 수소연소에 의한 화염속도 상관식을 제시하고 보정인자들을 정의하였다. 이 상관식은 기존의 Iijima-Takeno 상관식에 중대사고시에 예상되는 수소와 증기의 농도 범위에서 증기의 억제효과를 정량화하는 인자인 증기억제율을 정의하여 추가하고, 초기 압력의 영향을 고려하는 보정효과를 변형한 것이다. 또한 기존의 화염속도 모델은 상온·대기압력에서 수행된 실험에 기초한 상관식으로 중대사고시의 고온·고압의 열수력적 현상을 올바로 모사할 수 없으며. 증기의 억제 효과를 정량화할 수 없었다. 따라서 화염의 구조를 정의하고, 해석적 분석을 통해 화염속도를 계산하였고, 이 결과를 중대사고 해석용 코드인 MAAP, HECTR의 상관식 결과와 FITS 실험자료와 비교하여 해석적 모델의 적합성을 검증하였다. 이러한 결과를 기초로 화염 속도에 대한 증기의 억제 효자를 정량화하고, 초기 온도와 압력의 영향을 보정하는 인자들을 결정하여 수소연소에 의한 간편한 형태의 화염속도 상관식을 제시하였다.

• 기계저널
• /
• 제30권4호
• /
• pp.341-357
• /
• 1990

기존의 원자력발전소의 설계 및 안전한 운전과 가상되는 중대사고 진행과정을 해석하여 더욱 안전한 원자로를 건설하기 위해서는 2상유동에 관련된 현상을 보다 잘 이해하여야 함이 명확하다. 지금까지의 실험적 연구를 더욱 확장하여 현재 사용하고 있는 실험식이 도출된 실험들의 스케일 효과를 규명하고, 2상유동의 측정방법의 개발이 더욱 진행되어 보다 정확한 실험결과를 도출하여야 한다. 한편으로, 2상유동을 수치적으로 해석하고자 하는 노력도 계속되어야 한다. 특히 원자력공학에서는 비등 및 응축과 같은 상변화 및 비등 열전달과 같이 열의 전달현상이 중요한 역할을 하므로 이에 대한 연구 필요성이 계속될 것이다.

• 에너지공학
• /
• 제28권4호
• /
• pp.103-110
• /
• 2019

국내에서 개발 중인 차세대 혁신형 안전경수로인 iPOWER는 피동용융노심냉각계통의 도입을 통해 중대사고시 노심용융물을 원자로 하부에서 장기간 냉각하고 안정화시키고자 한다. 아직 피동용융노심냉각계통의 최종 설계개념이 확정되기 전이나, 원자로용기 외벽냉각을 통한 노심용융물의 노내 억류 역시 주요 중대사고 대처 전략의 하나로 검토되고 있다. 본 연구에서는 국내에서 개발된 열수력 계통해석코드인 MARS-KS를 이용하여 원자로용기와 단열체 사이에서 형성되는 2상 자연순환 유동을 모의하였다. 냉각수의 유로를 일차원으로 모델링하고, 노심용융물의 열부하에 따른 경계조건을 정의하여 자연순환 유량을 계산하였다. 또한 냉각수의 온도 및 수위, 원자로용기 하반구 주변 기포율 및 외벽에서의 열전달모드 등 주요 열수력 변수의 과도거동을 평가하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집A
• /
• pp.782-787
• /
• 2001

This paper is concerned with the global rupture of a nuclear reactor pressure vessel(RPV) in a severe accident. During the severe reactor accident of molten core, the temperature and the pressure in the nuclear reactor rise to a certain level depending on the initial and subsequent condition of a severe accident. While the rise of the temperature cause the thermal softening of RPV material, the rise of the internal pressure could cause failure of the RPV lower head. The global rupture of an RPV is simulated by finite element limit analysis for the collapse pressure and mode and this analysis results have been compared with a variation of the internal pressure of RPV. The finite element limit method is a systematic tool to secure the safety criteria of a nuclear reactor and to evaluate the in-vessel corium retention.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.675-680
• /
• 1996

중대사고시 격납용기내의 열수력거동 및 에어로졸 제거능력을 해석할 수 있는 코드의 현황 파악과 모델의 타당성을 평가하기 위한 ISP 37에 참여, MELCOR코드를 이용하여 VANAM M3 실험을 해석하였으며 해석 결과를 실험과 비교함으로써 코드의 검증과 해석결과의 타당성을 검토하였다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
• /
• 한국에너지공학회 2000년도 추계 학술발표회 논문집
• /
• pp.163-171
• /
• 2000

AMBIDEXTER 원자력 에너지 시스템은 Th$^{233}$ /U 핵주기를 이용한 용융염 핵연료가 내장형 열교환기를 포함하는 일체형 원자로 시스템을 순환하면서 1차 냉각 계통을 이루고, 독립된 온라인 정화계통에 의해 액상 용융염 핵연료 일부를 연속 추출. 처리, 재주입 함으로 노심의 핵적 자활상태를 유지한다. 이와 같은 시스템 개념은 배관망 파손에 의한 중대사고 방지, 열수송 회로와 방사성 물질 회로의 독립적 구성을 통한 효과적인 원자력 에너지 이용과 고유 안전성을 확보하는 장점을 통해 현안 원자력 문제의 근본적인 해결 방안을 제시하고 있다.(중략)

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.765-770
• /
• 1998

중대사고시 핵연료와 핵분열생성물의 거동을 파악하기 위한 PHEBUS FPTL 실험을 MELCOR 코드 version 1.8.4로 해석하고, 코드에 내장되어 있는 CORSOR 모델을 기본으로 요오드의 방출과 이송에 대한 해석을 수행하였다. 요오드의 방출에 대해서는 코드에 내장되어 있는 CORSOR-M, CORSOR-BOOTH 등의 방출모델과 CORSOR 모델의 방출분율의 변경에 따른 민감도 분석을 수행하였다. 격납용기내의 거동에 대하여서는 수용성 (Hygroscopic) 에어로졸에 관한 모델의 효과를 검토하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.315-320
• /
• 1996

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다. 본 연구에서는 노심 용융물의 모사체로 고온의 Thermite 20kg을 영광 원자력 발전소 3, 4호기에 사용된 콘크리트 시편에 부어 중대사고시 MCCI 현상을 모사하였다. 실험에서는 국내 콘크리트에서의 침식율, 가스 및 입자 발생률을 측정하였다. 실험에서 측정된 용융물의 최고 온도는 약 2230 $^{\circ}C$이고, 콘크리트 시편으로의 최대 하부 열유속은 초기에 약 1.1~1.3 MW/$m^2$로 나타났으며, 전체적인 콘크리트의 침식 깊이는 약 15mm 그리고 초기의 최대 침식율은 129 cm/hr로 나타났다. 향후에 이 실험 결과를 MELCOR 코드의 MCCI 해석 모듈인 CORCON-MOD3의 해석 결과와 비교할 예정이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.818-823
• /
• 1998

Three Mile Island Unit-2 (TMI-2)의 사고 후 OECD-NEA 주관의 연구에 의하면 압력용기 하부의 노즐이 국부열점(hot spot) 영역의 경우 거의 압력용기 바닥까지 용융되었음이 조사되었다. [1]. 이러한 재배치된 용융노심의 열속에 의하여 압력용기의 외부와 통하는 penetration tube weld(노즐 용접부)가 파손된다면 내부의 고압상태로 인해 penetration tube ejection 사고 및 이에 따르는 용융노심의 압력용기 외부로의 유출 가능성까지 배제할 수 없을 것이다. 본 연구의 출발점은 중대사고시 이러한 압력 및 열속에 따르는 노즐 용접부의 파손확률을 결정하는데 있다. 크리프 파출시 기존의 해석에서 쓰인 deterministic approach를 개선하여 probabilistic approach를 개발하였다. 또한 기존의 해석에서 쓰인 단순한 안전 여유도(margin-to-failure)의 개념과 비교하여 용접부에서의 파손확률을 계산하였다.