• 방사성폐기물학회지
• /
• 제9권4호
• /
• pp.237-245
• /
• 2011

후쿠시마 사고 이후 사용후핵연료 저장시설 안전성 재검증 필요성이 증대되고 있는 가운데, 재검증 결과의 신뢰성 향상을 위해 열부하 평가결과의 정확도 향상이 요구되고 있다. 이를 위한 기초연구로 본 연구에서는 상대적으로 중요성이 저평가되었던, 저장시나리오, 연소조건 관련 인자와 같이 붕괴열 및 열부하 평가 영향인자를 도출하고, 고리 4호기를 대상으로 ORIGEN2 코드를 이용해 그 효과를 평가하였다. 대표 저장시나리오에 대한 열부하 평가 결과, 최후 방출 핵연료의 붕괴열은 시나리오에 따라 전체 열부하의 최대 80.42%를 차지해 저장시설 열부하에 지배적인 영향을 미침이 확인되었다. 또한 연소조건 인자로 선택된 축 방향 연소 효과, 연소이력, 비출력 효과에 대한 민감도 분석 수행 결과, 냉각기간이 짧을수록 각 인자의 붕괴열에 대한 영향이 커지는 것으로 확인되었다. 각 인자별로는 비출력, 연소이력, 축 방향 연소 효과의 순으로 붕괴열에 대한 영향력이 컸으며, 특히 비출력의 경우 방출 직후 평균값의 0.34에서 1.66배, 방출 1년 후에는 평균 대비 0.55에서 1.37배까지 붕괴열 변화를 초래함이 확인되었다. 즉, 저장시설의 열부하 평가와 같이 냉각기간이 짧은 핵연료에 대한 해석 시 비출력, 연소이력과 같은 연소조건인자가 해석결과에 매우 큰 차이를 초래할 수 있으므로, 해석결과의 정확도 향상을 위해 기존 해석자의 공학적 판단에 의거한 임의 인자 대표성 핵연료 선택방식 대신 실제 운전 데이터의 적용 등이 필요할 것으로 보인다. 본 연구 결과는 향후 열부하 해석 결과의 정확도 향상 및 불확실도 평가를 위한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

• 터널과지하공간
• /
• 제30권4호
• /
• pp.306-319
• /
• 2020

사용후핵연료의 심층처분 사업에서는 처분장 주변 모암의 수리역학적 성능을 저하시키는 굴착손상영역의 특성화가 중요하다. 이에 DECOVALEX-2019 프로젝트의 Task G에서는 균열암반 수치해석 모델을 구축한 후 암반 주변의 굴착손상영역의 수리역학적 거동을 모사하고, 구축한 모델로 처분장의 운영 시에 장기적으로 야기될 수 있는 추가적인 수리학적 변화를 관찰하였다. 과업의 첫 번째 단계에서는 2차원 균열암반 모델을 구축하여 수치해석 기법의 특성을 파악하고, 두 번째 단계에서는 3차원 균열암반 모델로 확장 후 스웨덴 애스푀 지하연구시설(Äspö Hard Rock Laboratory) 내 TAS04 간섭시험 결과와 비교하여 수치해석 모델을 검증한 후, 세 번째 단계에서는 열과 빙하 하중에 의한 영향을 반영하여 균열암반의 수리역학적 반응을 순차적으로 확인하였다. 과업의 전 과정에서 유한요소법과 개별요소법으로 균열암반에서의 수리역학적 분석을 수행하였으며, 균열의 기하학적 특성을 반영 및 굴착손상영역을 반영하는 과정에서 각 수치해석 기법에 따라 다양한 접근방법으로 고려하였다. 따라서 본 연구는 향후 결정질 균열암반에 사용후핵연료 처분장을 계획할 시 수치해석 단계에서 채택될 수 있는 다양한 접근 방법과 고려해야 할 사항들을 제시할 수 있을 것으로 전망한다.

• 해양환경안전학회지
• /
• 제20권3호
• /
• pp.304-311
• /
• 2014

In this study, to apply hydrogen energy to ship engine and to generate effective hydrogen production, we investigated the effects of high temperature $H_2SO_4$ feed rate and cooling water rate to pump parts with fixed frequency needed to reciprocate motion and a simulation was conducted at each condition. In the fixed frequency and cooling water inlet flow rate of 0.5 Hz and 3.9 kg/s, we changed the high temperature $H_2SO_4$ flow rate to 47.46 kg/s (it is 105 % of 45.2 kg/s), 49.72 kg/s (110 %), and 51.98 kg/s (115 %). Also, at 0.5 Hz and 45.2 kg/s of frequency and high temperature $H_2SO_4$ flow, the thermal hydraulic analysis was performed at the condition of 95 % (3.705 kg/s), 90 % (3.51 kg/s), and 85 % (3.315 kg/s). In overall simulation cases, the physical properties of materials are more influential to the temperature increase in the pump part rather than the changes on the feed rate of high temperature $H_2SO_4$ and cooling water. A continuous operation of pump was also capable even if the excess feed of high temperature $H_2SO_4$ of about 15 % or the less feed of cooling water of about 15 % were performed, respectively. When the increasing feed of high temperature $H_2SO_4$ of up to 5 %, 10 %, and 15 % were compared with base flow (45.2 kg/s), the deviation of time period rose to a certain temperature and ranged from 0 to 4.5 s in the same position (same material). In case of cooling water, the deviation of time period rose to a certain temperature and ranged from 0 to 5.9 s according to the decreasing feed changes of cooling water at 5 %, 10 %, and 15 % compared to a base flow (3.9 kg/s). Finally, the additional researches related to the two different materials (Teflon and STS for Pitch and End-plate), which are concerned about the effects of temperature changes to the parts contacting different materials, are needed, and we have a plan to conduct a follow-up study.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제25권1호
• /
• pp.125-135
• /
• 1993

안전하고 효율적인 원자력 발전소의 운전은 디지탈 기술을 이용한 발전소 자동화로 이루어질 수 있다는 인식과 함께 이같은 발전소 자동화는 차세대 원자력 발전소의 중요한 목표중의 하나가 되고 있다. 전체적인 발전소 수준의 자동화를 위해서는 일차적으로 각 주요 시스템에 대한 디지털화가 요구되며 본 논문에서는 증기발생기의 수위조절 시스템에 대해 연구하였다. 이를 위해 증기발생기의 열수력학적 모델을 이용하여 증기발생기에 작용하는 여러가지 입력과 수위와의 관계를 전달함수로 표시하였으며 이를 이용하여 기존의 발전소에서 사용되고 있는 3 요소 제어시스템을 검토하였다. 본 논문에서의 제어구성은 증기발생기 그 자체를 시스템내에 플랜트로서 포함시킨 것이기 때문에 전체적인 시스템 차수가 증가하며 디지탈 과정중 수치적 불안정이 야기된다. 이러한 문제와 아울러 저출력에서는 궤환신호로 작용하는 급수유량의 신뢰도가 작음을 고려하여 2 요소 제어시스템 및 그에 따른 디지탈 제어기에 대해 연구하였다. 이 시스템의 디지탈 비례적분제어기는 그 이득 및 적분시간상수가 초기출력에 따라 변하며 전체적인 시스템의 응답특성이 안정성 및 기타 제어 특성을 동시에 만족시키도록 하고 있다. 이러한 제어기를 사용한 2 요소 제어시스템은 초기출력에만 의존하므로 정의하기가 간단하며 또 이러한 시스템의 수위응답은 그에 대응하는 아날로그 시스템의 결과와 비슷함을 보이고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제49권1호
• /
• pp.54-70
• /
• 2017

The accumulator is a passive safety injection device for emergency core cooling systems. As an important safety feature for providing a high-speed injection flow to the core by compressed nitrogen gas pressure during a loss-of-coolant accident (LOCA), the accumulator injects its precharged nitrogen into the system after its coolant has been emptied. Attention has been drawn to the possible negative effects caused by such a nitrogen injection in passive safety nuclear power plants. Although some experimental work on the nitrogen injection has been done, there have been no comparative tests in which the effects on the system responses and the core safety have been clearly assessed. In this study, a new thermal hydraulic integral test facility-the advanced core-cooling mechanism experiment (ACME)-was designed and constructed to support the CAP1400 safety review. The ACME test facility was used to study the nitrogen injection effects on the system responses to the small break loss-of-coolant accident LOCA (SBLOCA) transient. Two comparison test groups-a 2-inch cold leg break and a double-ended direct-vessel-injection (DEDVI) line break-were conducted. Each group consists of a nitrogen injection test and a nitrogen isolation comparison test with the same break conditions. To assess the nitrogen injection effects, the experimental data that are representative of the system responses and the core safety were compared and analyzed. The results of the comparison show that the effects of nitrogen injection on system responses and core safety are significantly different between the 2-inch and DEDVI breaks. The mechanisms of the different effects on the transient were also investigated. The amount of nitrogen injected, along with its heat absorption, was likewise evaluated in order to assess its effect on the system depressurization process. The results of the comparison and analyses in this study are important for recognizing and understanding the potential negative effects on the passive core cooling performance caused by nitrogen injection during the SBLOCA transient.

• 에너지공학
• /
• 제25권2호
• /
• pp.1-20
• /
• 2016

원전의 설계기준사고 및 중대사고 해석에서 응축열전달 모델은 매우 중요하며, 특히 피동냉각계통의 개발이 활발히 진행됨에 따라 그 중요성이 더욱 부각되었다. 그런데, 원자로건물 내부에서와 같이 비응축성기체가 존재하는 경우 응축열전달은 현저히 감소하므로 원전 안전해석에서 이를 고려한 응축열전달 모델이 주목받고 있다. 본 연구에서는 냉각재상실사고 등이 발생하는 경우 원자로건물 내부의 상황과 유사한 열수력 조건에서 수행된 응축열전달 실험자료를 이용하여 중대사고 해석코드 MELCOR 1.8.6의 응축열전달 모델을 평가하였다. 실험조건을 응축면의 형상에 따라 네 가지(수직평판, 수직관 외벽, 수직관 내벽, 수평관 내벽)로 분류하였고, 각 분류별 실험들을 MELCOR 코드로 해석하였다. 해석결과, 수직관 내벽을 제외한 나머지 조건에서 MELCOR 코드가 응축열전달을 전체적으로 저 예측하여 개선이 필요한 것으로 나타났다.

• 환경영향평가
• /
• 제28권6호
• /
• pp.507-524
• /
• 2019

본 연구의 목적은 낙동강 내에 위치한 강정고령보 구간을 대상으로 EFDC 모델을 검정하고, 보 구간의 유량에 따른 체류시간과 유입수 인 농도 변화가 수질 및 조류 그룹별(규조류, 녹조류, 남조류) 생체량에 미치는 영향을 평가하는데 있다. 2018년 실험자료를 이용하여 모델을 검정한 결과, 보 구간의 수위와 수온의 수직 분포, DO, 유기물, 질소, 인 계열의 시계열 변화를 적절히 모의하였다. 조류 그룹별 생체량 예측에 있어서는 계절별 변동 특성은 적절히 재현하였으나, 일부기간에 실측값과 편차가 크게 나타났다. 보의 관리수위와 유량을 조절하는 시나리오 모의결과, 보의 운영 수위를 낮출수록 유량을 증가시킬수록 수온성층이 완화 또는 해소되는 것으로 분석되었다. 강정고령보에서 수온성층이 해소된 유속은 약 0.1 m/s였으며, 이는 금강의 백제보에서 연구결과와 일치한다. 2Q 유량 시나리오 모의결과, Chl-a는 8.7% 감소하였고 규조류와 녹조류 세포수 밀도도 감소하였다. 하지만 남조류 세포수는 오히려 증가하였는데, 그 이유는 유량이 증가함에 따라 유속이 빨라져 상류경계조건의 높은 남조류 농도가 하류에 직접 영향을 끼친 것으로 나타났다. 유입수 인 부하 농도(평균 0.056mg/L)를 50% 수준으로 저감하는 시나리오 모의결과, Chl-a는 13.6 % 감소하였다. 연구결과는 강정고령보의 조류 과잉성장을 억제하기 위해서는 수리학적 제어와 함께 상류 유입 조류 농도와 인 부하량 저감이 동시에 고려되어야 함을 시사한다.

• 터널과지하공간
• /
• 제21권5호
• /
• pp.394-405
• /
• 2011

본 연구에서는 복공식 지하 압축공기에너지 저장공동의 역학적 변형 및 누출 거동의 복합거동을 파악할 목적으로 비등온 다상다성분 유체유동 및 역학적 거동의 연계해석이 가능한 TOUGH-FLAC 해석을 실시하였다. 지하압축공기에너지 저장 공동의 초기 및 장기 운영 과정에서 고압 압축공기 인입 입출에 따른 콘크리트 라이닝 내부에 발생하는 응력 양상을 살펴보고 저장공동 내부 압력 및 온도 변화를 파악함으로써 기밀성능을 평가하였다. 최대 저장공동 운영압력 8 MPa 조건에서 콘크리트 라이닝 내부에서는 공기침투압에 의한 유효응력의 감소와 접선방향의 인장응력의 증가에 따라 인장균열이 발생할 수 있음을 확인하였다. 콘크리트 라이닝 내부의 인장균열 발생에 따른 투과특성 증가 모델을 이용한 해석 결과, 저장공동 천정부 및 측벽부 일부에서 인장파괴가 발생하여 이들 영역에서의 투과계수는 초기 $10{\times}10^{-20}m^2$에서 $5.0{\times}10^{-13}m^2$까지 증가하였다. 한편, 콘크리트 라이닝 내부 인장균열 발생 및 투과특성 증가에도 불구하고 저장공동 내부 압축공기 압력은 주변 암반의 기밀성능으로 인해 일정하게 유지되고 공기누출량은 일일주입량의 0.02%에도 못 미쳐 복공식 지하 압축공기에너지 저장공동의 유효성을 확인할 수 있었다.

• 에너지공학
• /
• 제27권4호
• /
• pp.27-35
• /
• 2018

피동원자로건물냉각계통(PCCS)은 사고 발생 시 원자로건물로 방출된 열을 제거하여 원전의 건전성을 보장하기 위해 설계되었다. PCCS의 열제거 성능은 증기-공기 혼합물의 응축열전달에 의해 결정된다. 본 연구에서는 응축열전달계수의 예측 정확도를 향상시키기 위해 새로운 상관식을 이식한 MARS-KS 코드를 사용하여 PCCS의 열제거 성능을 평가하였다. MARS-KS 코드에 사용된 새로운 상관식은 압력, 벽면과냉도, 비응축성 기체 질량분율 및 응축튜브의 종횡비와 같은 열전달계수에 영향을 미치는 변수들을 이용하여 개발하였고, 이는 MARS-KS코드의 기본 응축 모델인 Colburn-Hougen 모델을 대체하여 적용되었다. 대형파단 냉각재상실사고 발생 시 PCCS의 운전에 따른 다양한 열수력학적 변수들을 분석하였고, 열제거 성능 평가를 위해 새로운 상관식이 적용된 MARS-KS 코드의 원자로건물 압력거동 계산결과와 기존의 응축모델을 이용한 해석결과를 비교하였다.

• 한국터널지하공간학회 논문집
• /
• 제24권1호
• /
• pp.39-55
• /
• 2022

본 연구는 경주 중·저준위 지하 처분환경에서의 사일로 콘크리트의 음향방출(AE) 신호 감쇠계수(α)를 결정하기 위해 신호감쇠 실험을 수행하였다. 활용된 시료들은 경주 중·저준위 처분장 사일로에 사용된 콘크리트 배합비로 제작하였으며 28일간 수중 양생 후 처분환경에 맞도록 온도 및 포화유무에 따라 추가적으로 노출시켰다. 처분조건 별 각 3개씩의 공시체에 대하여 신호전달거리에 따른 AE 신호를 측정한 결과, 초기구간에서는 포화콘크리트의 AE 진폭과 절대에너지가 건조콘크리트의 경우보다 더 높게 나타났지만, α는 포화콘크리트의 경우가 더 높게 산정되었다. 또한, 포화유무와 상관없이 온도가 증가함에 따라 α는 감소하는 경향을 보였다. α는 온도조건보다는 포화유무에 따른 영향이 큰 것으로 분석되었으며, 이는 콘크리트 처분구조물의 감쇠신호 측정 시 포화여부를 고려한 판단이 중요하다는 것을 의미한다. 처분환경에서의 콘크리트 α는 균열이 발생한 위치에서의 실제 AE 특성 파라미터 값을 추정함으로써 경주 중·저준위 처분환경에서 사일로 콘크리트의 건전성을 예측하고 센서의 최적 배치를 결정하는 데 도움이 될 것으로 기대한다.