• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제26권2호
• /
• pp.168-178
• /
• 1994

사고관리란 사고발생시에 이용가능한 모든 자원, 즉 인원과 설비를 효율적으로 활용함으로써 발전소를 안전상태로 회복시키거나 사고의 피해를 완화시키기 위한 제반 활동을 말한다. 사고관리의 접근방식은 첫째, 후보사고관리방안의 사전 평가, 둘째, 효과적으로 적절한 조치를 수행하게 하는 세부 절차서의 개발, 그리고 셋째, 그러한 조치수행에 필요한 도구와 자원의 준비, 실현 가능한 원전 시스템의 변경등을 포함한다. 사고관리 전략을 평가할 때에는 그 전략의 효율성분만 아니라 부작용, 타당성, 필요한 정보, 기존 절차서와의 양립성 등을 종합적으로 고려하여야 한다. 이 논문의 목적은 여러가지 사고관리 전략을 모델링하고 평가하기위한 체제를 개발하기 위한 의사결정 수목과 영향도의 해석도구를 소개하는 것이다. 이 해석도구와 관련한 여러가지 특징들이 제시되었으며 이 해석도구에 근거하여 세워진 사고관리전략의 평가체제가 간단한 예제문제에 적용되었다.

• 한국정보과학회논문지:소프트웨어및응용
• /
• 제27권2호
• /
• pp.157-167
• /
• 2000

요구사항이 복잡하고 다양해지면서 정형적인 방법을 이용한 시스템 명세가 방대해지고 이해하기 어려워진다는 문제들이 생겨났다. 따라서 요구사항의 명세를 위해 모듈화 및 객체화 개념 등을 도입하고 있으며, 특히 복잡한 시스템의 경우에 있어서는 요구사항을 하향식 접근 방법에 의해 분할하고, 이들을 각각 정형적으로 명세하여 합성하는 접근 방법을 사용하고 있다. 본 연구에서는 이러한 추세에 따라 요구사항을 계층적으로 모델링하고, 객체지향 개념을 충분히 표현할 수 있는 정형적인 방법을 제안한다. 제안된 객체지향 페트리 넷인 HOONet은 모듈화, 객체화, 추상화, 및 상세화 등의 개념을 지원하도록 설계되었으며, 복잡한 요구사항을 체계적으로 명세할 수 있는 방법을 제공한다. 특히 요구사항이 부분적으로 제시되었거나, 분석이 전체적으로 완료되지 않은 상황에서도 명세 및 검증이 가능하도록 하였으며, 점진적인 명세의 합성을 통해 시스템 모델링이 이루어지도록 하였다.

• 한국지진공학회논문집
• /
• 제2권1호
• /
• pp.1-10
• /
• 1998

동적 지반-구조물해석과정에는 수많은 불확실성 요소가 내재되어 있다. 이러한 요소는 입력운동의 정의, 지반-구조물시스템의 모델작성, 해석기법 등에 포함된다. 이 논문은 점탄성 층상지반상의 원자로건물의 지진응답에 대한 매개변수해석을 수행한 결과를 제시한 것이다. 많은 매개변수 중에 입력운동의 정의위치, 구조물의 묻힘정도, 상부토층의 두께와 지반의 강성을 선택하여 지진응답에 미치는 영향을 중점적으로 이 연구에서 다루었다. 해석방법은 진동수에 무관한 지반임피던스를 사용하는 부분구조법인 시간영역에서의 모드중첩법이다. 지반-구조물시스템의 모드감쇠값은 각 모드에 대해 변형에너지에 대한 소멸에너지의 비를 구하여 결정되었다. 이 연구결과로부터 부분구조법에 의한 지반-구조물상호작용해석법의 실용적 이용에 참고할 수 있는 지진응답에 미치는 각 파라메터의 민감도가 제시되었다.

• 한국추진공학회지
• /
• 제22권2호
• /
• pp.74-86
• /
• 2018

본 연구에서는 수소발생기에 대한 일차원 모델링을 수행하였다. 본 연구에서 고려하고 있는 수소발생기에서 알칼리용액은 위로부터 건조한 알루미늄 파우더로 공급되며, 알칼리용액이 아래방향으로 진행함에 따라 알루미늄과 반응하여 수소가 발생한다. 수소기체와 알칼리용액에 대한 화학종보존방정식과 기체-액체-고체 혼합물에 대한 에너지보존방정식을 고려하였으며, 기체의 상승속도와 액체의 하강속도는 이론적인 접근법을 이용하여 고려하였다. 개발된 프로그램은 수소발생량 및 수소포집기압력과 비교하여 검증한다. 또한, 개발된 프로그램은 농도, 부피분율, 온도 등 반응대의 내부 물성변화를 성공적으로 예측하였으며, 이는 혁신적인 수소발생기의 설계에 많은 도움을 줄 수 있을 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제23권1호
• /
• pp.56-65
• /
• 1991

RELAP5/MOD2 Cycle 36.04코드를 이용하여 LOFT대형냉각재 상실사고 모사실험 L2-3를 계산함으로써 코드의 대형냉각재상실사고에 관련된 열수력현상 예측능력을 평가하였다. 기본계산에서 원자로 압력용기는 이중노심유로와 분리강수관 모델로 모사되었다. 기본계산의 결과 계통의 전반적인 수력학적 거동과 감압기간동안 노심 고출력 부위에서의 열적 거동은 비교적 타당하게 예측되었다. 한편 과냉각-이상유동의 천이 기간동안 임계유량모델, 고질량유속에서의 임계열유속 상관식, 감압기간중의 재접수(Blowdown Rewet)의 판정기준등 코드의 모델/상관식의 부분적 결함이 발견되었다. 이 결함들에 의해 냉각재 재고량이 과대 평가되어 재환수기간의 노심의 열적거동 예측의 정확도가 감소되었다. RELAP5/MOD2 Cycle 36.04로 부터 개선된 코드를 사용한 계산 결과 재접수 현상의 예측 정확도를 개선할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권8호
• /
• pp.2427-2444
• /
• 2021

The lack of plant-side energy storage analysis to support nuclear power plants (NPP), has setup this research endeavor to understand the characteristics and role of specific storage technologies and the integration to an NPP. The paper provides a qualitative review of a wide range of configurations for integrating the energy storage system (ESS) to an operating NPP with pressurized water reactor (PWR). The role of ESS technologies most suitable for large-scale storage are evaluated, including thermal energy storage, compressed gas energy storage, and liquid air energy storage. The methods of integration to the NPP steam cycle are introduced and categorized as electrical, mechanical, and thermal, with a review on developments in the integration of ESS with an operating PWR. By adopting simplified off-design modeling for the steam turbines and heat exchangers, the results show the performance of the PWR steam cycle changes with respect to steam bypass rate for thermal and mechanical storage integration options. Analysis of the integrated system characteristics of proposed concepts for three different ESS suggests that certain storage technologies could support steady operation of an NPP. After having reviewed what have been accomplished through the years, the research team presents a list of possible future works.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권12호
• /
• pp.3902-3909
• /
• 2021

SACOS series of subchannel analysis codes have been developed by XJTU-NuTheL for many years and are being used for the thermal-hydraulic safety analysis of various reactor cores. To achieve fine whole core pin-level analysis, the input preprocessing and parallel capabilities of the code have been developed in this study. Preprocessing is suitable for modeling rectangular and hexagonal assemblies with less error-prone input; parallelization is established based on the domain decomposition method with the hybrid of MPI and OpenMP. For domain decomposition, a more flexible method has been proposed which can determine the appropriate task division of the core domain according to the number of processors of the server. By performing the calculation time evaluation for the several PWR assembly problems, the code parallelization has been successfully verified with different number of processors. Subsequent analysis results for rectangular- and hexagonal-assembly core imply that the code can be used to model and perform pin-level core safety analysis with acceptable computational efficiency.

• 시스템엔지니어링학술지
• /
• 제16권2호
• /
• pp.27-37
• /
• 2020

The Fukushima Daiichi accident in 2011 revealed some vulnerabilities of existing Nuclear Power Plants (NPPs) under extended Station Blackout (SBO) accident conditions. One of the key Severe Accident Management (SAM) strategies developed post Fukushima accident is the In-Vessel Retention (IVR) Strategy which aims to retain the structural integrity of the Reactor Pressure Vessel (RPV). RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 is selected to predict the thermal-hydraulic response of APR1400 undergoing an extended SBO. To assess the effectiveness of the IVR strategy, it is essential to quantify the underlying uncertainties. In this work, both the epistemic and aleatory uncertainties are considered to identify the success window of the IVR strategy. A set of in-vessel relevant phenomena were identified based on Phenomena Identification and Ranking Tables (PIRT) developed for severe accidents and propagated through the thermal-hydraulic model using Wilk's sampling method. For this work, a Systems Engineering (SE) approach is applied to facilitate the development process of assessing the reliability and robustness of the APR1400 IVR strategy. Specifically, the Kossiakoff SE method is used to identify the requirements, functions and physical architecture, and to develop a design verification and validation plan. Using the SE approach provides a systematic tool to successfully achieve the research goal by linking each requirement to a verification or validation test with predefined success criteria at each stage of the model development. The developed model identified the conditions necessary for successful implementation of the IVR strategy which maintains the vessel integrity and prevents a melt-through.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권1호
• /
• pp.84-96
• /
• 2022

In the worst case, a temporary ignition source (also known as transient combustibles) between two electrical panels can damage both panels. Mitigation strategies for electrical panel fires were previously developed using fire modeling and risk analysis. However, since they do not comply with deterministic fire protection requirements, it is necessary to analyze the boundary values at which combustibles may damage targets depending on various factors. In the present study, a sensitivity analysis of input variables related to the damage threshold of two electrical panels was performed for dimensionless geometry using a Fire Dynamics Simulator (FDS). A new methodology using a damage evaluation map was developed to assess the damage of the electrical panel. The input variables were the distance between the electrical panels, the vertical height of the fuel, the size of the fire, the wind speed and the wind direction. The heat flux was determined to increase as the vertical distance between the fuel and the panel decreased, and the largest heat flux was predicted when the vertical separation distance divided by one half flame length was 0.3-0.5. As the distance between the panels increases, the heat flux decreases according to the power law, and damage can be avoided when the distance between the fuel and the panel is twice the length of the panel. When the wind direction is east and south, to avoid damage to the electrical panel the distance must be increased by 1.5 times compared to no wind. The present scale model can be applied to any configuration where combustibles are located between two electrical panels, and can provide useful guidance for the design of redundant electrical panels.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권5호
• /
• pp.1825-1834
• /
• 2022

Performing high-fidelity computational fluid dynamics (HF-CFD) to predict the flow and heat transfer state of the coolant in the reactor core is expensive, especially in scenarios that require extensive parameter search, such as uncertainty analysis and design optimization. This work investigated the performance of utilizing a multi-fidelity reduced-order model (MF-ROM) in PWR rod bundles simulation. Firstly, basis vectors and basis vector coefficients of high-fidelity and low-fidelity CFD results are extracted separately by the proper orthogonal decomposition (POD) approach. Secondly, a surrogate model is trained to map the relationship between the extracted coefficients from different fidelity results. In the prediction stage, the coefficients of the low-fidelity data under the new operating conditions are extracted by using the obtained POD basis vectors. Then, the trained surrogate model uses the low-fidelity coefficients to regress the high-fidelity coefficients. The predicted high-fidelity data is reconstructed from the product of extracted basis vectors and the regression coefficients. The effectiveness of the MF-ROM is evaluated on a flow and heat transfer problem in PWR fuel rod bundles. Two data-driven algorithms, the Kriging and artificial neural network (ANN), are trained as surrogate models for the MF-ROM to reconstruct the complex flow and heat transfer field downstream of the mixing vanes. The results show good agreements between the data reconstructed with the trained MF-ROM and the high-fidelity CFD simulation result, while the former only requires to taken the computational burden of low-fidelity simulation. The results also show that the performance of the ANN model is slightly better than the Kriging model when using a high number of POD basis vectors for regression. Moreover, the result presented in this paper demonstrates the suitability of the proposed MF-ROM for high-fidelity fixed value initialization to accelerate complex simulation.