A comprehensive vibration assessment program for the advanced power reactor 1400(APR1400) reactor vessel internals is established in accordance with the united states nuclear regulatory commission regulatory guide 1.20 revision 3. This paper is related to instruments and measurement locations based on the vibration and stress response analysis results of the inner barrel assembly top plate in APR1400. The analysis results of the inner barrel assembly top plate in the reactor show that the deterministic stress and deformation due to the reactor coolant pump induced pressure pulsations are larger than the random stress and deformation induced by the flow turbulence. The selection of the instruments and measurement locations at inner barrel assembly top plate in the reactor is essential requirements and very important study process for the vibration and stress measurement program in comprehensive vibration assessment program for APR1400 reactor vessel internals.
Dehjourian, Mehdi;Sayareh, Reza;Rahgoshay, Mohammad;Jahanfarnia, Gholamreza;Shirani, Amir Saied
Nuclear Engineering and Technology
/
제48권5호
/
pp.1174-1183
/
2016
Hydrogen release during severe accidents poses a serious threat to containment integrity. Mitigating procedures are necessary to prevent global or local explosions, especially in large steel shell containments. The management of hydrogen safety and prevention of over-pressurization could be implemented through a hydrogen reduction system and spray system. During the course of the hypothetical large break loss-of-coolant accident in a nuclear power plant, hydrogen is generated by a reaction between steam and the fuel-cladding inside the reactor pressure vessel and also core concrete interaction after ejection of melt into the cavity. The MELCOR 1.8.6 was used to assess core degradation and containment behavior during the large break loss-of-coolant accident without the actuation of the safety injection system except for accumulators in Beznau nuclear power plant. Also, hydrogen distribution in containment and performance of hydrogen reduction system were investigated.
The present study is concerned with the extension of the Effective Convectivity Model (ECM) to the phase-change problem to simulate the dynamics of the melt pool formation in a Light Water Reactor (LWR) lower plenum during hypothetical severe accident progression. The ECM uses heat transfer characteristic velocities to describe turbulent natural convection of a melt pool. The simple approach of the ECM method allows implementing different models of the characteristic velocity in a mushy zone for non-eutectic mixtures. The Phase-change ECM (PECM) was examined using three models of the characteristic velocities in a mushy zone and its performance was compared. The PECM was validated using a dual-tier approach, namely validations against existing experimental data (the SIMECO experiment) and validations against results obtained from Computational Fluid Dynamics (CFD) simulations. The results predicted by the PECM implementing the linear dependency of mushy-zone characteristic velocity on fluid fraction are well agreed with the experimental correlation and CFD simulation results. The PECM was applied to simulation of melt pool formation heat transfer in a Pressurized Water Reactor (PWR) and Boiling Water Reactor (BWR) lower plenum. The study suggests that the PECM is an adequate and effective tool to compute the dynamics of core melt pool formation.
Steam line break accident (SLB) in the nuclear reactor is one of the representative Non-LOCA accidents in which thermal-hydraulics and neutron kinetics are strongly coupled each other. Thus, the multi-scale and multi-physics approach is applied in this study in order to examine a realistic safety margin. An entire reactor coolant system is modelled by system scale node, whereas sub-channel scale resolution is applied for the region of interest such as the reactor core. Fuel performance code is extended to consider full core pin-wise fuel behaviour. The MARU platform is developed for easy integration of the codes to be coupled. An initial stage of the steam line break accident is simulated on the MARU platform. As cold coolant is injected from the cold leg into the reactor pressure vessel, the power increases due to the moderator feedback. Three-dimensional coolant and fuel behaviour are qualitatively visualized for easy comprehension. Moreover, quantitative investigation is added by focusing on the enhancement of safety margin by means of comparing the minimum departure from nucleate boiling ratio (MDNBR). Three factors contributing to the increase of the MDNBR are proposed: Various geometric parameters, realistic power distribution by neutron kinetics code, Radial coolant mixing including sub-channel physics model.
A two-dimensional numerical model is developed and applied to the LAVA-EXV tests performed at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) to investigate the external cooling effect on the thermal margin to failure of a reactor pressure vessel (RPV) during a severe accident. The computational program was written to predict the temperature profile of a two-dimensional spherical vessel segment accounting for the conjugate heat transfer mechanisms of conduction through the debris and the vessel, natural convection within the molten debris pool, and the possible ablation of the vessel wall in contact with the high temperature melt. Results of the sensitivity analysis and comparison with the LAVA-EXV test data indicated that the developed computational tool carries a high potential for simulating the thermal behavior of the RPV during a core melt relocation accident. It is concluded that the main factors affecting the RPV failure are the natural convection within the debris pool and the ablation of the metal vessel, The simplistic natural convection model adopted in the computational program partly made up for the absence of the mechanistic momentum consideration in this study. Uncertainties in the prediction will be reduced when the natural convection and ablation phenomena are more rigorously dealt with in the code, and if more accurate initial and time-dependent conditions are supplied from the test in terms of material composition and its associated thermophysical properties.
Zhang, Peiyao;Guo, Quanquan;Pang, Sen;Sun, Yunlun;Chen, Yan
Nuclear Engineering and Technology
/
제54권1호
/
pp.357-373
/
2022
The high-temperature gas-cooled reactor pebble-bed module project is the first commercial Generation-IV NPP(Nuclear Power Plant) in China. A new joint is used for the vertical support of RPV(Reactor Pressure Vessel). The steel corbel is integrally embedded into the reactor-cabin wall through eight asymmetrically arranged pre-stressed high-strength bolts, achieving the different path transmission of shear force and moment. The vertical monotonic loading test of two specimens is conducted. The results show that the failure mode of the joint is bolt fracture. There is no prominent yield stage in the whole loading process. The stress of bolts is linearly distributed along the height of corbel at initial loading. As the load increases, the height of neutral axis of bolts gradually decreases. The upper and lower edges of the wall opening contact the corbel plate to restrict the rotation of the corbel. During the loading, the pre-stress of some bolts decreases. The increase of the pre-stress strength ratio of bolts has no noticeable effect on the structure stiffness, but it reduces the ultimate bearing capacity of the joint. A simplified calculation model for the elastic stage of the joint is established, and the estimation results are in good agreement with the experimental results.
LPMS(Loose Part Monitoring System)는 원자로 및 냉각재계통내에서 발생하는 금속파편의 검출 및 분석을 위하여 사용되는 진단 장비이다. 본 논문에서는 RPV(Reactor Pressure Vessel)의 상부헤드(closure head)와 하부헤드(lower head)에서의 금속파편의 충격위치를 평가하는 LPMS를 위한 새로운 기법을 제안하고, Mock-up에서의 실험을 통하여 그 효용성을 검증하였다. 즉, 수정된 원교차법을 제안하고, 이를 반구로 모델링된 RPV의 상ㆍ하부헤드에 존재하는 금속파편의 위치평가에 적용하므로써 정확한 충격위치를 찾을 수 있음을 보였다. 이들 결과는 충격물질의 질량이나 에너지를 계산하는데 정확한 정보를 제공해 줄 수가 있다.
Jin Haeng Lee;Yeong-Garp Cho;Hyokwang Lee;Chang-Gyu Park;Jong-Myeong Oh;Yeon-Sik Yoo;Min-Gu Won;Hyung Huh
Nuclear Engineering and Technology
/
제55권12호
/
pp.4477-4490
/
2023
Fuel locking mechanisms (FLMs) are essential in upward-flow research reactors to prevent accidental fuel separation from the core during reactor operation. This study presents a novel design concept for a remotely controlled plate-type nuclear fuel locking mechanism. By employing electromagnetic field analysis, we optimized the design of the electromagnet for fuel unlocking, allowing the FLM to adapt to various research reactor core designs, minimizing installation space, and reducing maintenance efforts. Computational flow analysis quantified the drag acting on the fuel assembly caused by coolant upflow. Subsequently, we performed finite element analysis and evaluated the structural integrity of the FLM based on the ASME boiler and pressure vessel (B&PV) code, considering design loads such as dead weight and flow drag. Our findings confirm that the new FLM design provides sufficient margins to withstand the specified loads. We fabricated a prototype comprising the driving part, a simplified moving part, and a dummy fuel assembly. Through basic operational tests on the assembled components, we verified that the manufactured products meet the performance requirements. This remote-controlled micro locking mechanism holds promise in enhancing the safety and efficiency of plate-type nuclear fuel operation in upflow research reactors.
Yan, X.;Tachibana, Y.;Ohashi, H.;Sato, H.;Tazawa, Y.;Kunitomi, K.
Nuclear Engineering and Technology
/
제45권3호
/
pp.401-414
/
2013
HTR50S is a small modular reactor system based on HTGR. It is designed for a triad of applications to be implemented in successive stages. In the first stage, a base plant for heat and power is constructed of the fuel proven in JAEA's $950^{\circ}C$, 30MWt test reactor HTTR and a conventional steam turbine to minimize development risk. While the outlet temperature is lowered to $750^{\circ}C$ for the steam turbine, thermal power is raised to 50MWt by enabling 40% greater power density in 20% taller core than the HTTR. However the fuel temperature limit and reactor pressure vessel diameter are kept. In second stage, a new fuel that is currently under development at JAEA will allow the core outlet temperature to be raised to $900^{\circ}C$ for the purpose of demonstrating more efficient gas turbine power generation and high temperature heat supply. The third stage adds a demonstration of nuclear-heated hydrogen production by a thermochemical process. A licensing approach to coupling high temperature industrial process to nuclear reactor will be developed. The low initial risk and the high longer-term potential for performance expansion attract development of the HTR50S as a multipurpose industrial or distributed energy source.
국내 가압경수로형 원자로의 압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 이들 노즐은 억지끼워맞춤(Shrink fitting) 방식으로 결합되어 용접 처리 된다. 용접에 의해 발생되는 인장잔류응력은 일차수응력부식균열을 발생시키는 주요 요인이다. 이러한 이유로 최근 15 여 년 동안 관통노즐 용접부 부위에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이를 극복하기 위해 다양한 방안이 모색되고 있다. 또한 용접과정에서 발생되는 불필요한 결함은 일차수응력부식균열(PWSCC)을 가속화 시키는 원인이 되기도 한다. 원자로 제작과정에서 용접에 의한 결함은 보수용접에 의해 즉시 수리가 이루어 진다. 기존의 연구에서는 정상적인 용접과정에서 발생되는 잔류응력을 예측하였으나, 본 연구에서는 용접과정에서 발생되는 결함을 보수하기 위해 실시되는 보수용접이 용접잔류응력에 미치는 영향을 분석하였다.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.