Kim, Jong-Tae;Kim, Sang-Baik;Kim, Hee-Dong;Jeong, Jae-Sik
한국전산유체공학회:학술대회논문집
/
2009.11a
/
pp.121-128
/
2009
During a hypothetical high-pressure accident in a nuclear power plant (NPP), molten corium can be ejected through a breach of a reactor pressure vessel (RPV) and dispersed by a following jet of a high-pressure steam in the RPV. The dispersed corium is fragmented into smaller droplets in a reactor cavity of the NPP by the steam jet and released into other compartments of the NPP by a overpressure in the cavity. The fragments of the corium transfer thermal energy to the ambient air in the containment or interact chemically with steam and generate hydrogen which may be burnt in the containment. The thermal loads from the ejected molten corium on the containment which is called direct containment heating (DCH) can threaten the integrity of the containment. DCH in a NPP containment is related to many physical phenomena such as multi-phase hydrodynamics, thermodynamics and chemical process. In the evaluation of the DCH load, the melt dispersion rates depending on the RPV pressure are the most important parameter. Mostly, DCH was evaluated by using lumped-analysis codes with some correlations obtained from experiments for the dispersion rates. In this study, MC3D code was used to evaluate the dispersion rates in the APR1400 NPP during the high-pressure accidents. MC3D is a two-phase analysis code based on Eulerian four-fields for melt jet, melt droplets, gas and water. The dispersion rates of the corium melt depending on the RPV pressure were obtained from the MC3D analyses and the values specific to the APR1400 cavity geometry were compared to a currently available correlation.
Kim Jongtae;Hong Seong-Wan;Kim Sang-Baik;Kim Hee-Dong
Journal of computational fluids engineering
/
v.10
no.3
s.30
/
pp.9-18
/
2005
During a hypothetical severe accident in a nuclear power plant (NPP), hydrogen is generated by the active reaction of fuel-cladding and steam in the reactor pressure vessel and released with steam into the containment. In order to mitigate hydrogen hazards possibly occurred in the NPP containment, hydrogen mitigation system (HMS) is usually adopted. The design of the next generation NPP (APR1400) designed in Korea specifies 26 passive autocatalytic recombiners and 10 igniters installed in the containment for the hydrogen mitigation. in this study, the analysis of the hydrogen and steam behavior during a total lose of feed water (TLOFW) accident in the APR1400 containment has been conducted by using the CFD code GASFLOW. During the accident, a huge amount of hot water, steam, and hydrogen is released in the in-containment refueling water storage tank (IRWST). The current design of the APR1400 includes flap-type dampers at the IRWST vents which are operated depending on the pressure difference between inside and outside of the IRWST. it was found that the flaps strongly affects the flow structure of the steam and hydrogen in the containment. The possibilities of a flame acceleration and transition from deflagration to detonation (DDT) were evaluated by using Sigma-Lambda criteria. Numerical results indicate the DDT possibility could be heavily reduced in the IRWST compartment when the flaps are installed.
Direct Containment Heating, DCH, is supposed to occur during a core melt-down accident if the primary system pressure is still high at the time of vessel breach in a Nuclear Power Plant (NPP). In this case, DCH is considered to be one of very important severe phenomena during postulated severe accident scenario because of the fast heat transfer rate to atmosphere and the sharp pressure increase in a containment. To reduce the effect of this DCH phenomena, the capture volume wes designed at Ulchin NPP units 3 and 4. But, the effect of this has not been studied extensively. This work consists of experimental and numerical analyses of the effects of capture volume in the cavity on DCH phenomena. The experimental model is a 1/30 scaled-down model of Ulchin NPP units 3 and 4. We used three types of capture volumes to investigate the effect of size. Numerical analysis using CONTAIN 1.2 is performed with the correlation for the dispersed fraction of molten corium from the cavity into the containment derived from the experimental data to examine the effect of capture volume on DCH phenomena in full scale of Ulchin NPP units 3 and 4.
Reactor containment buildings serve as the last barrier to prevent radioactive leakage due to accidents and their safety is crucial in overpressurization conditions. Thus, the Regulatory Guide (RG) 1.216 has mentioned the global strain as one of failure criteria in the free-field for cylindrical prestressed concrete containment vessels (PCCV) subject to internal pressure. However, there is a limit that RG 1.216 shows the free-field without the specific locations of failure criteria and also the global strain corresponding to only azimuth 135° has been mentioned in NUREG/CR-6685, regardless of the elevations of the structure. Therefore, in order to reevaluate the failure criteria of the 1:4 scaled PCCV, the high fidelity simulation model based on the experimental test was significantly validated in this study, and it was interesting to find that the experimental and numerical result was very close to each other. In addition, for the consideration of the material uncertainties, the Latin hypercube method was used as a statistical approach. Consequently, it was revealed that the radial displacements of various azimuth area such as 120°, 135°, 150°, 180° and 210° at elevations 4680 mm and 6,200 mm can represent as the global deformation at the free-field, obtained from the statistical approach.
Ring beam is the main anchorage zone of the tendons in the nuclear power prestressed concrete containment vessel (PCCV). Its safety is crucial and has a great influence on the overall performance of PCCV. In this paper, two half-scale ring beams were tested to investigate the mechanical performance of the anchorage zone in the PCCV under multidirectional pressure. The effect of working condition with different tension sequences was investigated. Additionally, a half axisymmetric plane model of the containment was established by the finite element simulation to further predict the experimental responses and propose the local reinforcement design in the anchorage zone of the ring beam. The results showed that the ultimate load of the specimens under both working conditions was greater than the nominal ultimate tensile force. The original reinforcement design could meet the bearing capacity requirements, but there was still room for optimization. The ring beam was generally under pressure in the anchorage area, while the splitting force appeared in the under-anchor area, and the spalling force appeared in the corner area of the tooth block, which could be targeted for local strengthening design.
Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
/
v.12
no.1
/
pp.70-77
/
2016
In this paper, the structural design and integrity evaluations for a reactor vessel of PGSFR sodium-cooled fast reactor(150MWe) are carried out in compliance with ASME BPV III, Division 5 Subsection HB. The reactor vessel is designed with a direct contact of primary sodium coolant to its inner surface and has a double vessel concept enclosing by containment vessel. To assure the structural integrity for 60 years design lifetime and elevated operating temperature of $545^{\circ}C$, which can invoke creep and creep-fatigue damage, the structural integrity evaluations are carried out in compliance with the ASME code rules. The design loads considered in this evaluations are primary loads and operation thermal cycling loads of normal heat-up and cool-down. From the evaluations, the PGSFR reactor vessel satisfies the ASME code limits but it was found that there is a little design margin of creep damage for inner surface at the region of cold pool free surface.
Nuclear accidents such as Fukushima Daiichi have highlighted the potential of passive safety systems to replace or complement active safety systems as part of the overall prevention and/or mitigation strategies. In addition, passive systems are key features of Small Modular Reactors (SMRs), for which they are becoming almost unavoidable and are part of the basic design of many reactors available in today's nuclear market. Nevertheless, their potential to significantly increase the safety of nuclear power plants still needs to be strengthened, in particular the ability of computer codes to determine their performance and reliability in industrial applications and support the safety demonstration. The PASTELS project (September 2020-February 2024), funded by the European Commission "Euratom H2020" programme, is devoted to the study of passive systems relying on natural circulation. The project focuses on two types, namely the SAfety COndenser (SACO) for the evacuation of the core residual power and the Containment Wall Condenser (CWC) for the reduction of heat and pressure in the containment vessel in case of accident. A specific design for each of these systems is being investigated in the project. Firstly, a straight vertical pool type of SACO has been implemented on the Framatome's PKL loop at Erlangen. It represents a tube bundle type heat exchanger that transfers heat from the secondary circuit to the water pool in which it is immersed by condensing the vapour generated in the steam generator. Secondly, the project relies on the CWC installed on the PASI test loop at LUT University in Finland. This facility reproduces the thermal-hydraulic behaviour of a Passive Containment Cooling System (PCCS) mainly composed of a CWC, a heat exchanger in the containment vessel connected to a water tank at atmospheric pressure outside the vessel which represents the ultimate heat sink. Several activities are carried out within the framework of the project. Different tests are conducted on these integral test facilities to produce new and relevant experimental data allowing to better characterize the physical behaviours and the performances of these systems for various thermo-hydraulic conditions. These test programmes are simulated by different codes acting at different scales, mainly system and CFD codes. New "system/CFD" coupling approaches are also considered to evaluate their potential to benefit both from the accuracy of CFD in regions where local 3D effects are dominant and system codes whose computational speed, robustness and general level of physical validation are particularly appreciated in industrial studies. In parallel, the project includes the study of single and two-phase natural circulation loops through a bibliographical study and the simulations of the PERSEO and HERO-2 experimental facilities. After a synthetic presentation of the project and its objectives, this article provides the reader with findings related to the physical analysis of the test results obtained on the PKL and PASI installations as well an overall evaluation of the capability of the different numerical tools to simulate passive systems.
The Dual Unit Optimizer 2000 MWe (DUO2000) is put forward as a new design concept for large power nuclear plants to cope with economic and safety challenges facing the $21^{st}$ century green and sustainable energy industry. DUO2000 is home to two nuclear steam supply systems (NSSSs) of the Optimized Power Reactor 1000 MWe (OPR1000)-like pressurized water reactor (PWR) in single containment so as to double the capacity of the plant. The idea behind DUO may as well be extended to combining any number of NSSSs of PWRs or pressurized heavy water reactors (PHWRs), or even boiling water reactors (BWRs). Once proven in water reactors, the technology may even be expanded to gas cooled, liquid metal cooled, and molten salt cooled reactors. With its in-vessel retention external reactor vessel cooling (IVR-ERVC) as severe accident management strategy, DUO can not only put the single most querulous PWR safety issue to an end, but also pave the way to very promising large power capacity while dispensing with the huge redesigning cost for Generation III+ nuclear systems. Five prototypes are presented for the DUO2000, and their respective advantages and drawbacks are considered. The strengths include, but are not necessarily limited to, reducing the cost of construction by decreasing the number of containment buildings from two to one, minimizing the cost of NSSS and control systems by sharing between the dual units, and lessening the maintenance cost by uniting the NSSS, just to name the few. The latent threats are discussed as well.
After the Fukushima Daiichi nuclear power plant (NPP) accident, new regulatory requirements were enforced in July 2013 and a backfit was required for all existing nuclear power plants. It is required to take measures to prevent severe accidents and mitigate their radiological consequences. The Regulatory Standard and Research Department, Secretariat of Nuclear Regulation Authority (S/NRA/R) has been conducting numerical studies and experimental studies on relevant severe accident phenomena and countermeasures. This article highlights fission product (FP) release and hydrogen risk as two major areas. Relevant activities in the S/NRA/R are briefly introduced, as follows: 1. For FP release: Identifying the source terms and leak mechanisms is a key issue from the viewpoint of understanding the progression of accident phenomena and planning effective countermeasures that take into account vulnerabilities of containment under severe accident conditions. To resolve these issues, the activities focus on wet well venting, pool scrubbing, iodine chemistry (in-vessel and ex-vessel), containment failure mode, and treatment of radioactive liquid effluent. 2. For hydrogen risk: because of three incidents of hydrogen explosion in reactor buildings, a comprehensive reinforcement of the hydrogen risk management has been a high priority topic. Therefore, the activities in evaluation methods focus on hydrogen generation, hydrogen distribution, and hydrogen combustion.
In order to reduce risks from the Steam Generator Tube Rupture (SGTR) accident and to meet safety targets, various measures have been analyzed to minimize the amount of fission product (FP) release. In this paper, we propose an introduction of a Containment Filtered Venting System (CFVS) connected to the steam generator secondary side, which can reduce the amount of FP release while minimizing adverse effects identified in the previous studies. In order to compare the effect of new equipment with the existing strategy, accident simulations using MELCOR were performed. As a result of simulations, it is confirmed that CFVS operation lowers FP release into the environment, and the release fractions are lower (minimum 0.6% of the initial inventory for Cs) than that of the strategy which intends to depressurize the primary system directly (minimum 15.2% for Cs). The sensitivity analyses identify that refill of the CFVS vessel is a dominant contributor reducing the amount of FP released. As the new strategy has the possibility of hydrogen combustion and detonation in CFVS, the installation of an igniter inside the CFVS vessel may be considered in reducing such hydrogen risk.
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.