Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.18
no.spc
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pp.63-74
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2020
The operational safety assessment is an important part of a safety case for the deep geological repository of spent fuels. It consists of different stages such as the identification of initiating events, event tree analysis, fault tree analysis, and evaluation of exposure doses to the public and radiation workers. This study develops a probabilistic safety assessment method for the operational safety assessment and establishes an assessment framework. For the event and fault tree analyses, we propose the advanced information management system for probabilistic safety assessment (AIMS-PSA Manager). In addition, we propose the Radiological Safety Analysis Computer (RSAC) program to evaluate exposure doses to the public and radiation workers. Furthermore, we check the applicability of the assessment framework with respect to drop accidents of a spent fuel assembly arising out of crane failure, at the surface facility of the KRS+ (KAERI Reference disposal System for SNFs). The methods and tools established through this study can be used for the development of a safety case for the KRS+ system as well as for the design modification and the operational safety assessment of the KRS+ system.
Diode laser sensor is conducted to measure the gas temperature in the liquid-gas 2-phase counter flow flame. C$\_$10/H/ sub 22/ and city gas were used as liquid fuel and gas fuel, respectively. Two vibrational overtones of H$_2$O were selected and measurements were carried out in the spray flame region stabilized the above gaseous premixed flame. The path-averaged temperature measurement using diode laser absorption method succeeded in the liquid fuel combustion environment regardless of droplets of wide range diameter. The path-averaged temperature measured in the post flame of liquid-gas 2-phase counter flow flame showed qualitative reliable results. The successful demonstration of time series temperature measurement in the liquid-gas 2-phase counter flow flame gave us motivation of trying to establish the effective control system in practical combustion system. These results demonstrated the ability of real-time feedback from combustor inside using the non-intrusive measurement as well as the possibility of application to practical combustion system. Failure case due to influence of spray flame was also discussed.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1996.11a
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pp.97-102
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1996
A methodology for estimating the number of failed fuel rods bused on the primary coolant activity in operating PWRs has been developed. This method deals with both the diffusion and the kinetic models. In case of small or medium cladding failures, the diffusion model which can consider different sizes of failure is used, whereas for large cladding failures the kinetic model is used. From the kinetic model, the release-to-birth rate ratio (R/B) is represented as a linear function of the number of failed fuel rods. This has been done by expressing the escape rate coefficient in terms of the slope of log(R/B) versus $log\;{\lambda}$. The present method has been applied to the cases of 26 cycles of several nuclear power plants for which ultrasonic testings were performed. The results show that the present method gives better predictions than the existing computer codes such as IODYNE and CADE.
Risk management of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station decommissioning is a great challenge. In the present study, a risk management framework has been developed for the decommissioning work. It is applied to fuel assembly retrieval from Unit 3 spent fuel pool. Whole retrieval work is divided into three phases: preparation, retrieval, and transportation and storage. First of all, the end point has been established and the success path has been developed. Then, possible threats, which are internal/external and technical/societal/management, are identified and selected. "What can go wrong?" is a question about the failure scenario. The likelihoods and consequences for each scenario are roughly estimated. The whole decommissioning project will continue for several decades, i.e., long-term perspective is important. What should be emphasized is that we do not always have enough knowledge and experience of this kind. It is expected that the decommissioning can make steady and good progress in support of the proposed risk management framework. Thus, risk assessment and management are required, and the process needs to be updated in accordance with the most recent information and knowledge on the decommissioning works.
In a SCWR (SuperCritical pressure Water cooled Reactor), the coolant temperature initially at below the pseudo-critical temperature at the bottom of a reactor core increases as the coolant flows upward through the sub-channels of the fuel assemblies, and it finally becomes higher than the pseudo-critical temperature when it leaves the reactor core. At certain conditions, heat transfer deterioration occurs near the pseudo-critical temperature and it may cause a drastic rise of the fuel surface temperature resulting a fuel failure. Therefore, an accurate estimation of the heat transfer coefficient is very important for the thermal-hydraulic design of a reactor core. An experiment on heat transfer to the vertically upward flowing $CO_2$ at a supercritical pressure in a circular tube were performed at KAERI. The internal diameter of the test section is 6.32 mm, which corresponds to the hydraulic diameter of a sub-channel in the conceptional design proposed by KAERI. The test range of the mass flux is 285 to 1200 kg/m$^2$s and the maximum heat flux is 170 kW/m$^2$. The inlet pressure is maintained at 8.12 MPa, which is 1.1 times the critical pressure. A new correlation, which covers both the normal and deterioration heat transfer regimes was proposed and compared with the estimations by exiting correlations.
The present study was aimed at investigating the effect of welding parameters such as welding current, electrode force(or squeeze force) and parts cleaning on the sound weld, and establishing the most reliable weld conditions for HWP(Heavy Water Reactor) fuel end capping with the resistance upset butt welding. Major results obtained are as follows. 1. The amount of sound weld was increased with increasing weld current(5.0-11KA) because the activated diffusion with increasing heat generation played an important role in eliminating the porosity and weld line in the weld interface. 2. It was found that weld current was not significantly influenced by the electrode force although the increase of it caused a slight increase of weld current and upset deformation. 3. Acetone rinsing before drying for the Zircaloy-4 end cap cleaning produced the reliable sound weld because it would remove the remaining solvent and surface films, and provided the uniform contact between the end cap and the tube. 4. The optimum welding conditions for fuel end capping by a resistance upset hytt welding are obtained as follows. weld current: 10-11KA, electrode force: 62-90KPa parts cleaning: vapor degreasing.rarw.water, acetone rinsing.rarw.drying.
Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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v.29
no.5
s.236
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pp.663-670
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2005
DIN CK35 (JIS S35CK) steels have been used as a material in fuel pump blocks for marine engines. Failures in the inner surface of a drilling hole, due to the initiation of fatigue cracks have been frequently reported. However, the mechanism initiating these cracks and growths has not been clearly diagnosed yet. This study was conducted using a scraped fuel pump block, containing an initiated fatigue crack in the inner surface of a drilling hole. Initially, the cracks and fractured surfaces inside the block were investigated using an optical microscope and a SEM (Scanning Electron Microscope). In addition, microstructure observation, fatigue life test and fatigue crack growth test were performed using a specimen, which was taken from the same block. Results from these tests are summarized as follows; (1) The early crack in the block was supposed to occur inside the inner surface of the drilling hole. (2) The fatigue endurance of this material was about 330 Mpa. (3) The early crack was generated in the cavitations created by the breakdown of a big inclusion, or separation between the big inclusion and the base metal, in which the fundamental ingredients of the inclusion were C, 5, and Mn. (4) In order to prevent these types of failures, the suppression of inclusions inflow by improving the casting process, formation of fine inclusions by applying a heat treatment process, and coating of the surface of the drilling hole were required.
As the performance of PEMFC has been improved, the water and heat generated by reaction have increased so, the water and heat management of PEMFC is becoming more important. In this study, hydrogen recirculation was applied as the water management technique and the effect of recirculation flow rate, purge interval and duration on the performance of PEMFC was investigated. Anode pressure, fuel humidity and utilization, water discharge amount was measured to check the effect of purge conditions on performance. As the recirculation flow rate has increased, the performance of PEMFC became lower due to decrease of anode outlet pressure. According to the purge conditions, instantaneous voltage drop has occurred because of accumulated water. In frequent purge conditions, the performance of PEMFC gradually decreased due to fuel humidity control failure. Stable performance and high fuel utilization was achieved on this work by analyzing the effect of purge conditions.
In this paper, research about SVM(stack voltage monitoring) module is written, which studied to detect the failure mode of stack and stop stack driving. It is important role for SVM module to monitor the cell voltage and also, transfer those data to Supervisor controller. SVM module needs accurate measurement to detect failure mode, because the cell voltage is very small value under a few [V]. For improving these cost and technical efficiency, the electric characteristic experiment is made with the measurement circuit designed by using precision resistor.
The Transactions of the Korean Institute of Power Electronics
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v.18
no.2
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pp.199-204
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2013
Recently, the demand for fuel efficient electric vehicles (EVs) and hybrid electric vehicles (HEVs) has been growing globally. Due to the increased number of switching devices in the electrified vehicles, the probability of the semiconductor device failure is much higher than in other application areas. A sudden failure in one of the power switches and insufficient power management ability in the systems not only decreases system performance, but also leads to critical safety problems. In this paper, novel switch open circuit fault detection method is proposed, and the proposed approach is verified by experiments.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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