• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권3호
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• pp.356-367
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• 2018

A series of tests dedicated to station blackout (SBO) accident scenarios have been recently performed at the $Prim{\ddot{a}}rkreislauf-Versuchsanlage$ (primary coolant loop test facility; PKL) facility in the framework of the OECD/NEA PKL-3 project. These investigations address current safety issues related to beyond design basis accident transients with significant core heat up. This work presents a detailed analysis using the best estimate thermal-hydraulic code TRACE (v5.0 Patch4) of different SBO scenarios conducted at the PKL facility; failures of high- and low-pressure safety injection systems together with steam generator (SG) feedwater supply are considered, thus calling for adequate accident management actions and timely implementation of alternative emergency cooling procedures to prevent core meltdown. The presented analysis evaluates the capability of the applied TRACE model of the PKL facility to correctly capture the sequences of events in the different SBO scenarios, namely the SBO tests H2.1, H2.2 run 1 and H2.2 run 2, including symmetric or asymmetric secondary side depressurization, primary side depressurization, accumulator (ACC) injection in the cold legs and secondary side feeding with mobile pump and/or primary side emergency core coolant injection from the fuel pool cooling pump. This study is focused specifically on the prediction of the core exit temperature, which drives the execution of the most relevant accident management actions. This work presents, in particular, the key improvements made to the TRACE model that helped to improve the code predictions, including the modeling of dynamical heat losses, the nodalization of SGs' heat exchanger tubes and the ACCs. Another relevant aspect of this work is to evaluate how well the model simulations of the three different scenarios qualitatively and quantitatively capture the trends and results exhibited by the actual experiments. For instance, how the number of SGs considered for secondary side depressurization affects the heat transfer from primary side; how the discharge capacity of the pressurizer relief valve affects the dynamics of the transient; how ACC initial pressure and nitrogen release affect the grace time between ACC injection and subsequent core heat up; and how well the alternative feeding modes of the secondary and/or primary side with mobile injection pumps affect core quenching and ensure stable long-term core cooling under controlled boiling conditions.

• 한국재료학회지
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• 제8권4호
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• pp.368-374
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• 1998

Zr합금의 부식거동을 평가하기 위하여 여러 가지 1족 알칼리 수산화물 용액 (LiOH, NaOH, KOH, RbOH, CsOH)에서 autoclave를 이용하여 300일까지 부식시험을 실시하였다. 산화막 특성은 TEM을 이용하여 천이전과 천이후에 동일 산화막두께를 갖도록 준비된 부식시편에 대해 수행되었다. 실험결과를 고려할 때 금속이온은 부식과정에서 매우 중요한 역할을 하는 것으로 사료된다. 즉 $Li^+$가 $Zr^{4+}$ 치환하여 산소농도는 증가하고 부식은 가속되는데 산화막 내부의 barrier layer에서 $Li^-$치환이 부식을 제어하는 것으로 판단된다.동일 두께의 산화막 일지라도 산화막의 구조는 모두 다르다. 32.5mmol LiOH에서 생성된 산화막온 천이전,후에 관계 없이 많은 기공이 함유된 등축정 구조를 갖는다. 반면에 NaOH에서 생성된 산화막은 천이전에는 주상정 구조를 갖지만 천이후에는 다공성의 등축정 구조로 바뀐다. KOH용액에서는 천이전에는 주상정과 비정질 산화막의 이중 구조를 갖지만 천이후에는 비정질 산화막은 사라직 전반적으로 주상정 구조가 형성된다. 부식거동과 산화막 관찰로부터 금속이온의 산화막내 치환이 부식속도와 산화막 미세구조를 지어한다는 것을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권1호
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• pp.66-80
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• 1991

전형적 PWR 비상노심냉각계통에서의 12 inch 파단사고에 대응하는 LOFT 중형냉각재 상실사고 모사 실험 자료 L5-1을 이용하여 RELAP5/MOD2 Cycle 36.04 전산코드의 평가가 수행되었다. 평가 근거는 기준 코드와 nodalization에 의한 계산 결과가 L5-1 실험 결과와 잘 일치하는지, 추가적인 민감도 분석 연구로는 이중 노심 유로 및 열적 모델을 고려하고 model 민감도 분석으로는 reflood, gap conductance option 사용 여부에 따른 피복재 온도에 미치는 영향을 관찰하였다. 기준 계산 결과 기준 모델이 L5-1 현상을 대체로 잘 모사하였으나, 피복재가 천천히 가열되고 주변 부위의 피복재 온도가 과대하게 예견되었다. 민감도 분석 결과 단일 열적 모델이 피복재 가열 시작을 10초개선 하였고, 이중 유로 모델이 주변 온도를 20K 개선하였으나 최대 피복재 온도는 기준 계산시 보다 정확치 못하였으므로, 기준 모델인 단일 유로, 이중 열적 구조 그리고 reflood option은 사용하고 gap conductance option은 사용치 않는 것이 코드의 중형 냉각재 상실사고 해석시 피복재 온도 관찰의 관점에서 바람직하다.