• 한국정밀공학회:학술대회논문집
• /
• 한국정밀공학회 2009년도 추계학술대회 논문집
• /
• pp.371-372
• /
• 2009

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제44권3호
• /
• pp.237-248
• /
• 2012

Corium behavior in the lower plenum of the reactor vessel during a severe accident is very important, as this affects a failure mechanism of the lower head vessel and a thermal load to the outer reactor vessel under the IVR-ERVC (In-Vessel corium Retention through External Reactor Vessel Cooling) condition. This paper discusses the state of the art and technical issues on corium behavior in the lower plenum, such as initial corium pool formation characteristics and its transient behavior, natural convection heat transfer in various geometries, natural convection heat transfer with a phase change of melting and solidification, and corium interaction with a lower head vessel including penetrations of the ICI (In-Core Instrumentation) nozzle are discussed. It is recommended that more detailed analysis and experiments are necessary to solve the uncertainties of corium behavior in the lower plenum of the reactor vessel.

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
• /
• 제어로봇시스템학회 2004년도 ICCAS
• /
• pp.1116-1120
• /
• 2004

In the nuclear power plant, there are several cylindrical vessels such as reactor vessel, pressuriser and so on. The vessels are usually constructed by welding large rolled plates, forged sections or nozzle pipes together. In order to assure the integrity of the vessel, these welds should be periodically inspected using sensors such as ultrasonic transducer or visual cameras. This inspection is usually conducted under water to minimize exposure to the radioactively contaminated vessel walls. The inspections have been performed by using a conventional inspection machine with a big structural sturdy column, however, it is so huge and heavy that maintenance and handling of the machine are extremely difficult. It requires much effort to transport the system to the site and also requires continuous use of the utility's polar crane to move the manipulator into the building and then onto the vessel. Setup beside the vessel requires a large volume of work preparation area and several shifts to complete. In order to resolve these problems, we have developed an underwater mobile robot guided by the laser pointer, and performed a series of experiments both in the mockup and in the real reactor vessel. This paper introduces our robotic inspection system and the laser guidance of the mobile robot as well as the results of the functional test.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
• /
• pp.190-190
• /
• 1999

CHF (Critical heat flux) on the external surface of the reactor vessel lower head is major key in the evaluation on the feasibility of IVR-EVC (In-Vessel Retention through External Vessel Cooling) concept. To identify the CHF on the external surface, considerable works have been performed. Through the review on the previous works related to the CHF on the external surface, liquid subcooling, induced flow along the external surface, ICI (In-Core Instrument) nozzle and minimum gap are identified as major parameters. According to the present analysis, the effects of the ICI nozzle and minimum gap on CHF are pronounced at the upstream of test vessel: on the other hand, the induced flow considerably affects the CHF at downstream of test vessel. In addition, the subcooling effect is shown at all of test vessel, and decreases with the increase in the elevation of test vessel. In the real application of the IVR-EVC concept, vertical position is known as a limiting position, at which thermal margin is the minimum. So, it is very important to precisely predict the CHF at vertical position in a viewpoint of gaining more thermal margins. However, the effects of the liquid subcooling and induced flow do not seem to be adequately included in the CHF correlations suggested by previous works, especially at the downstream positions.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제26권3호
• /
• pp.207-212
• /
• 2013

APR1000(Advanced Power Reactor 1000)은 기존의 OPR1000(Optimized Power Reactor 1000)에 60년 설계수명, 국부주파수제어운전, 0.3g 안전정지지진하중 적용 등의 향상된 설계특성(Advanced Design Feature)을 적용하여 개선한 수출형 1000MW 원전이다. 이 논문에서는 Reg. Guide 1.207에서 요구하는 원자로냉각재 환경을 고려한 피로 평가를 원자로용기에 대하여 평가하였다. 원자로용기에서 비교적 누적사용계수가 높은 출구노즐을 대상으로 평가를 수행하였으며 출구노즐은 구조적 건전성을 만족하는 것으로 평가되었다.

• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제9권1호
• /
• pp.56-61
• /
• 2013

This paper presents the results of integrity assessment for the cracks happened in reactor vessel upper head penetration nozzles. The crack morphology for a boat sample from crack area was analyzed through microscope. The stress condition including weld residual stress around crack was analyzed using finite element analysis. From the results of crack morphology and stress condition, the crack was concluded as primary water stress corrosion cracking. The integrity of the cracked nozzle was assessed by the methodology provided in ASME Section XI. According to the assessment results, the remaining life of the cracked nozzle was 1.43 yrs. and the plant decided to repair it.

• 에너지공학
• /
• 제23권4호
• /
• pp.95-105
• /
• 2014

CUPID 코드는 기기 스케일(Component scale)의 2상 유동(Two-phase flow) 해석 코드로서 다양한 2상 유동 조건의 실험 자료를 이용하여 검증되어 왔다. 특히, CUPID 코드의 CANDU형 원자로 감속재 탱크 내부 유동 해석능력을 평가하기 위해 1/4 규모 축소 실험장치의 실험결과를 이용하여 검증한 바가 있다. 본 연구에서는 이전 연구를 바탕으로 CUPID 코드를 사용하여 실제 원자로 감속재탱크 내부의 열수력 거동을 해석하였다. 감속재 탱크의 내부 구조는 아주 복잡하기 때문에 다공질 매질 방법을 적용하였으며 탱크 입구노즐 또한 기기 스케일 코드의 취지에 부합하게 아주 단순화하여 모델하였다. 해석결과의 정확성을 결정하는 가장 중요한 요소는 입구노즐의 모델 방법에 있는 것으로 나타났다. 입구노즐을 단순하게 모델하여 입구유량을 경계조건으로 부여하고 발전소 정상운전조건으로 계산한 결과, 부력에 의한 열성층화 현상이 발생하였다. 이는 전혀 타당하지 않은 것으로 입구 유동의 모멘텀을 정확하게 모의하지 않아 발생한 것이 나타났다. 이를 개선하고자 입구 유량과 운동량을 동시에 보존시킬 수 있도록 입구 노즐 면적을 축소하고 속도는 증가시켜서 계산한 결과, 사실적인 내부 유동장을 얻을 수 있었다. 결론적으로 계산 비용효과가 뛰어난 다공질 매질 방법에 입각하여 CUPID 코드를 실규모 감속재 탱크 열유동 해석에 적용할 수 있음을 보였고, 입구노즐의 적절한 모델이 가장 중요한 요소임을 확인하였다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
• /
• 대한방사선방어학회 2009년도 춘계 학술발표
• /
• pp.304-305
• /
• 2009

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
• /
• pp.337-337
• /
• 2002

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제37권9호
• /
• pp.1159-1168
• /
• 2013

가압형 경수로 원자로의 압력용기 상부헤드 관통노즐 J-groove 용접부 주변에서 일차수응력부식균열(PWSCC)로 인한 냉각수 누설사례가 발생하고 있다. 본 연구에서는 PWSCC 의 주요 원인 중 하나인 용접 잔류응력을 유한요소 해석을 이용해 평가하고 원자력 발전소의 정상가동 조건을 해석에 반영하는 방법이 용접잔류응력 분포에 미치는 영향에 대한 분석을 수행하였다. 또한 반복되는 원자력 발전소의 가동 주기가 용접잔류응력 분포에 미치는 영향을 확인하여 정상가동조건에서의 정확한 용접 잔류응력을 예측할 수 있는 방법을 분석하였다.