• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권4호
• /
• pp.1507-1517
• /
• 2023

Centrifugal pumps are a crucial part of nuclear power plants, and their dependable and safe operation is crucial to the security of the entire facility. Cavitation will cause the centrifugal pump to violently vibration with the large number of vacuoles generated, which not only affect the hydraulic performance of the centrifugal pump but also cause structural damage to the impeller, seriously affecting the operational safety of nuclear power plants. A closed cavitation test bench of a centrifugal pump is constructed, and a method for precisely identifying the cavitation state is proposed based on Complementary Ensemble Empirical Mode Decomposition (CEEMD) and Deep Residual Shrinkage Network (DRSN). First, we compared the cavitation sensitivity of pressure fluctuation, vibration, and liquid-borne noise and decomposed the liquid-borne noise by CEEMD to capture cavitation characteristics. The decomposition results are sent into a 12-layer deep residual shrinkage network (DRSN) for cavitation identification training. The results demonstrate that the liquid-borne noise signal is the most cavitation-sensitive signal, and the accuracy of CEEMD-DRSN to identify cavitation at different stages of centrifugal pumps arrives at 94.61%

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권6호
• /
• pp.2088-2095
• /
• 2023

The safety of nuclear installations is largely determined by the tightness of fuel elements cladding. As the Fukushima nuclear accident showed, the main task in case of loss of power supply is to ensure reliable removal of residual heat release from spent fuel pool (SFP) with irradiated fuel assemblies (IFAs). The paper presents the results of calculated-experimental studies and thermal-hydraulic modeling of temperature storage modes of IFAs in SFP. Experimental studies of SFP's temperature regime and calculated evaluation of residual heat removal due to the thermal conductivity of building structures surrounding the SFP were performed. To ensure the safe operation of research reactors, it's necessary to know the IFA's residual heat power (RHP) in the reactor and SFP, which is determined depending on the operating time of fuel assemblies (FAs) and the IFAs calculated holding time. The FAs operating time depends on the reactor energy output. The IFAs calculated holding time is determined by the fuel burnup, U-235 mass in the fuel, and reactor utilization factor. The IFAs fuel burnup was calculated using the MCU-PTR program. Also presented are the RHP's calculation results using some of the empirical dependencies. The concept of a passive heat removal system (PHRS) based on thermosyphon's operating principle was proposed.

• 한국연안방재학회지
• /
• 제1권1호
• /
• pp.1-9
• /
• 2014

In order to examine the characteristics of tsunami run-up heights on impermeable/permeable slope, a numerical wave tank by upgrading LES-WASS-3D was used in this study. Then, the model were compared with existing hydraulic model test for its verification. The numerical results well reproduced experimental results of solitary wave deformation, propagation and run-up height under various conditions. Also, the numerical simulation with a slope boundary condition has been carried out to understand solitary wave run-up on impermeable/permeable slope. It is shown that the run-up heights on permeable slope is 52.64-63.2% smaller than those on the impermeable slope because of wave energy dissipation inside the porous media. In addition, it is revealed that the numerical results with slope boundary condition agreed well with experimental results in comparison with the results by using stair type boundary condition.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권11호
• /
• pp.4102-4111
• /
• 2023

In order to better perform thermal hydraulic calculation and analysis of supercritical water reactor, based on the experimental data of supercritical water, the model training and predictive analysis of the heat transfer coefficient of supercritical water were carried out by using the support vector machine (SVM) algorithm. The changes in the prediction accuracy of the supercritical water heat transfer coefficient are analyzed by the changes of the regularization penalty parameter C, the slack variable epsilon and the Gaussian kernel function parameter gamma. The predicted value of the SVM model obtained after parameter optimization and the actual experimental test data are analyzed for data verification. The research results show that: the normalization of the data has a great influence on the prediction results. The slack variable has a relatively small influence on the accuracy change range of the predicted heat transfer coefficient. The change of gamma has the greatest impact on the accuracy of the heat transfer coefficient. Compared with the calculation results of traditional empirical formula methods, the trained algorithm model using SVM has smaller average error and standard deviations. Using the SVM trained algorithm model, the heat transfer coefficient of supercritical water can be effectively predicted and analyzed.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권6호
• /
• pp.1989-2001
• /
• 2024

Artificial intelligence (AI) techniques are now being considered in the nuclear field, but application faces with the lack of actual plant data. For this reason, most previous studies on AI applications in nuclear power plants (NPPs) have relied on simulators or thermal-hydraulic codes to mimic the plants. However, it remains uncertain whether an AI model trained using a simulator can properly work in an actual NPP. To address this issue, this study suggests the use of metadata, which can give information about parameter trends. Referred to here as robust AI, this concept started with the idea that although the absolute value of a plant parameter differs between a simulator and actual NPP, the parameter trend is identical under the same scenario. Based on the proposed robust AI, this study designs an event diagnosis algorithm to classify abnormal and emergency scenarios in NPPs using prototypical learning. The algorithm was trained using a simulator referencing a Westinghouse 990 MWe reactor and then tested in different environments in Advanced Power Reactor 1400 MWe simulators. The algorithm demonstrated robustness with 100 % diagnostic accuracy (117 out of 117 scenarios). This indicates the potential of the robust AI-based algorithm to be used in actual plants.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권6호
• /
• pp.2099-2112
• /
• 2024

This study examined the effects of CRUD on reflood heat transfer behaviors of nuclear fuel rods during a loss-of-coolant-accident (LOCA) in a pressurized water reactor using a best-estimate thermal-hydraulic analysis code. Changes in thermal properties and boiling heat transfer characteristics of the CRUD layer were extensively reviewed, and a set of correction factors to reflect the changes was implemented into the code. A heat structure layer reflecting the effects of CRUDs on the properties was added to the outer surface of the fuel cladding. Numerical simulations were conducted to examine the effects of CRUDs on reflood cooling of overheated fuel rods for representative separate and integral effect tests, FLECHT-SEASET and LOFT. In LOFT analysis, the average cladding temperature was increased due to the low thermal conductivity of CRUD during steady-state operation; however, in both analyses, the peak cladding temperature decreased, and the quenching time was reduced. Obtained results revealed that when the porous CRUD layer is deposited on the fuel cladding, two opposite effects appear. Low thermal conductivity of the CRUD layer always increases fuel temperature during normal operation; however, its hydrophilic porous structures may contribute to accelerated reflood cooling of fuel rods during a LOCA.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제26권1호
• /
• pp.126-139
• /
• 1994

본 연구에서는 BETHSY 실험장치에서 수행한 6" 소형 냉각재 상실사고(LOCA) 실험을 최적 열수력 코드인 CATHARE2 V1.2와 RELAP5/MOD3를 이용하여 계산했다. 본 연구의 주 목적은 소형 LOCA시 관심을 가지는 주요 물리현상인 이상 임계유동, 감압과정, 노심수위 감소, loop seal clearing 등에 대한 두 코드의 소형 LOCA 계산모의능력을 평가하는 것이다. 두코드는 이상 유동현상의 전개 경향이나 발생시점을 비교적 잘 예측하는 것으로 나타났고, CATHARE2의 경우가 실험과 더 잘 일치했다. 그렇지만 두 코드는 loop seal clearing 현상, loop seal clearing 발생후의 노심수위, accumulator 유량거동 등의 예측에는 약간의 편차를 보였는데, 편차의 정도는 RELAP5가 CATHARE2보다 더 큰 것으로 나타났다. 두 코드의 편차요인을 보다 상세히 분석하기 위하여 계면 마찰력, mesh크기, 파단노즐 junction에서의 방출계수(Discharge coefficient)등에 대하여 민감도분석을 수행하였다. 그 결과 CATHARE2의 경우는 계면 마찰력을 증가시킴으로써 감압과정시 일차계통의 질량분포, 즉 증기 발생기 입구 공동(SG inlet plenum)에서의 차압과 Cross√er leg의 차압이 개선되었으며, 증기발생기 외측 열전달계수를 증가시킴으로써 중기발생기의 압력변화를 개선할 수 있었다. RELAP5의 경우는 어떤 하나의 입력변수를 변화시켜서 과도기의 결과를 개선할 수 없었으며 다만, 계면 마찰력 모델링에 여전히 많은 불화실성이 내포되어 있음을 확인했다.확인했다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제9권1호
• /
• pp.13-21
• /
• 2011

한국원자력연구원의 연구지역에서 고준위방사성폐기물처분을 위한 부지특성평가 기술 구축을 위해 지질특성조사가 1997년부터 지표기반 조사, 시추공 조사를 포함하여 수행되었다. 2006년에는 지하처분연구터널 (KURT, KAERI Underground Research Tunnel)을 준공하여 연구지역에 대한 심부지질환경 규명을 위해 노력하고 있다. 본 연구는 한국원자력연구원내 건설된 지하처분연구시설 주변 지역을 연구대상 지역으로 하여 지질모델에 대한 수리지질모델의 통합 구축을 목적으로 한다. 본 연구를 위해 연구지역에서 굴착된 9개의 시추공에 대한 현장 수리시험 자료를 이용하였으며, 지질모델에서 도출한 풍화대, 상부저경사단열대, 심부 영역에 존재하는 결정론적 단열대에 대한 수라지질특성을 분석하였다. 본 연구 결과 제시된 수리지질모델은 향후 지하수 유동모델링에 이용될 것이다.

• 에너지공학
• /
• 제19권2호
• /
• pp.116-120
• /
• 2010

국내 집단에너지 사업의 대표적인 지역난방시스템은 전체 배관망이 약 3,000 km에 이르고 있다. 이러한 장거리 배관망을 통한 열수송에서는 마찰 저항으로 인해 많은 펌프동력이 필요하게 된다. 효율적인 장거리 열수송을 위한 연구로서 대표적인 방법 중 하나가 마찰저감제를 투입하는 것이다. 이러한 마찰저감제는 파이프내 표면의 마찰저항을 감소시킴으로써 유체의 유동을 향상시키게 되는 것이다. 본 연구에서는 친환경 계면활성제인 Amine Oxide $C_{18}$을 이용하여 $80{\sim}110^{\circ}C$의 온도범위에서 단기간 동안에 마찰저감 특성을 비교하고, 장기간 동안 퇴화현상을 비교 평가함으로써 향후 지역난방 시스템에서 적용 가능성을 평가하기 위하여 지역 난방시스템을 축소하여 실험장치를 제작하였다. 마찰저감제를 첨가하지 않은 파이프내의 차압과 마찰저감제를 첨가하였을때의 차압을 비교하여 마찰저감율을 측정하였다. 단기성능 실험결과 마찰저감제는 온도의 영향을 받아 유체의 온도가 높아질수록 마찰저감율이 낮게 나타났다. $80^{\circ}C$의 실험에서 최대 30%의 마찰저감율이 나타났으며, $100^{\circ}C$ 이상에서는 마찰저감율이 감소하여 약 15%의 마찰저감율을 보였다. 장기성능 실험결과 $80^{\circ}C$의 실험에서는 1000 ppm 0.8 m/s의 유속에서 마찰저감율의 지속시간이 155시간동안 유지되었으며 온도가 높아질수록 지속시간이 감소하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제10권3호
• /
• pp.143-149
• /
• 2012

한국원자력연구원의 지하처분연구시설인 KURT 부지에 가상의 심지층 처분 시설을 가정하고 안전성평가를 수행하기 위해 필요한 지하수 유동 자료를 작성하기 위한 지하수 유동 모의가 수행되었다. 연구지역의 전반적인 지하수 유동 특성을 고려하기 위해, 광역 규모의 지하수 유동 모의를 먼저 실시하여 국지 규모 지하수 유동 모의에서 이용될 경계 조건을 구하고, 현장에서 확인된 단열 자료를 반영하여 국지 규모에서의 지하수 유동계가 모의되었다. 같은 방식으로 국지 규모에서 지하수 유동에 관한 경계 조건을 뽑아내어 KURT 부지 규모의 지하수 유동 모의에 이용하였다. 국지 규모의 지하수 유동 모의 결과로 얻어진 지하수위 분포를 통해 입자 추적(particle tracking) 모의를 수행하여 가상의 처분 부지 위치에서 지표로 흐르는 지하수의 유동 경로를 확인하고, 경로의 길이와 지하수의 시간당 유동량(discharge rate)을 구하였다. 본 연구에서 이용된 일련의 지하수 유동 모의 및 입자 추적 모의 방법은 향후 심지층 처분 시설의 안전성 평가에 필요한 자료를 작성하는데 유용하게 쓰일 것으로 기대된다.