• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제26권3호
• /
• pp.389-400
• /
• 1994

FLECHT SEASET 실험 데이터를 사용하여 대형 냉각재 상실 사고시 재관수 첨두 피복재 온도에 대한 RELAP5 /MOD3/KAERI의 예측능력을 평가하였으며, 관련 불확실성을 통계적으로 정량화 하였다. 중력구동 재관수 실험및 광범위한 재관수율, 시스템 압력, 초기 피복재 온도, 연료봉 출력을 포괄하는 강제구동 재관수 실험들로 구성된 18개의 실험이 평가에 사용되었다. 평가 결과 재관수 첨두 피복재 온도에 대해 평균 7.56 K 낮게 예측하였으며 이를 포함한 관련 불확실성의 상한은 95% 신뢰도 수준에서 약 99 K로 정량화 되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제42권2호
• /
• pp.193-202
• /
• 2010

In order to study the cladding properties of zirconium after a loss-of-coolant accident (LOCA)-simulation oxidation and water quenching test, commercial Zircaloy-4 and two kinds of HANA claddings were oxidized at temperatures ranging from $900^{\circ}C$ to $1250^{\circ}C$ and exposed for 300 s, and then cooled to $700^{\circ}C$ before quenching. Microstructural observations were made to evaluate the matrix characteristics with the chemical compositions after the LOCA-simulation test. Ring compression testing was then performed to compare the ductile behaviour of the HANA and Zircaloy-4 claddings. An X-ray diffraction (XRD) analysis was carried out for temperatures ranging from room temperature to $1250^{\circ}C$ for the oxide layer to verify the oxide crystal structure at each oxidation temperature.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제38권2호
• /
• pp.185-194
• /
• 2006

Transient operations for an integral type reactor, SMART-P, have been experimentally investigated using a thermal-hydraulic integral test facility, VISTA (Experimental Verification by Integral Simulation of Transients and Accidents), in order to verify the system design and performance of the SMART-P, a pilot plant of SMART. The VISTA facility was subjected to various accident conditions such as feedwater increase and decrease, loss of coolant flow, and control rod withdrawal accidents in order to elucidate the thermal-hydraulic responses following such accidents and finally to verify the system design of the SMARTP. Full functional control logics have been implemented in the VISTA facility in order to control the required control action for an accident simulation. As one of the sensitivity tests to verify the PRHRS performance, the effects of the initial water level in the compensation tank are experimentally investigated. When the initial water level is 16%, the water is quickly drained and nitrogen gas is then introduced into the PRHR system, resulting in deterioration of the PRHRS performance. It is thus found that nitrogen ingression should be prevented to ensure stable PRHRS operation.

• 한국산학기술학회논문지
• /
• 제10권12호
• /
• pp.3748-3754
• /
• 2009

원자력발전소에서 냉각재상실사고이후 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향에 의한 수두손실 변화를 관찰하기 위하여 시험장치에서 단기살수조건, 장기살수조건, 및 화학적 영향을 주는 물질이 없는 조건에 대해 30일 동안 종합적인 수두손실 시험을 수행하였다. 시험결과는 수두손실이 살수조건에 따라 노출된 화학적 영향을 주는 물질의 양에 크게 의존함을 보였다. 시험종료후 수거된 침전물의 XRD 분석은 침전물이 주로 인산화합물임을 보였다. 수두손실과 용해된 화학종의 비교결과는 화학적 영향을 주는 물질 중에서 Al과 Zn의 부식이 시험 초기에 높은 수두 손실 증가율의 원인이 됨을 보였다. 금속 시편에 부동피막이 형성된 이후에 수두손실 증가율은 감소하지만 지속적으로 수두손실이 증가하는 현상은 NUKON 및 콘크리트에서 침출반응에 의해 발생하는 Si, Mg, 및 Ca이 침전물을 형성하는 반응에 기인함을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권3호
• /
• pp.1066-1080
• /
• 2024

SMART100 has a containment pressure and radioactivity suppression system (CPRSS) for passive containment cooling system (PCCS). This prevents overheating and over-pressurization of a containment through direct contact condensation in an in-containment refueling water storage tank (IRWST) and wall condensation in a CPRSS heat exchanger (CHX) in an emergency cool-down tank (ECT). The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) constructed scaled-down test facilities, SISTA1 and SISTA2, for the thermal-hydraulic validation of the SMART100 CPRSS. Three separate effect tests were performed using SISTA1 to confirm the heat removal characteristics of SMART100 CPRSS. When the low mass flux steam with or without non-condensable gas is released into an IRWST, the conditions for mitigation of the chugging phenomenon were identified, and the physical variables were quantified by the 3D reconstruction method. The local behavior of the non-condensable gas was measured after condensation inside heat exchanger using a traverse system. Stratification of non-condensable gas occurred in large tank of the natural circulation loop. SISTA2 was used to simulate a small break loss-of-coolant accident (SBLCOA) transient. Since the test apparatus was a metal tank, compensations of initial heat transfer to the material and effect of heat loss during long-term operation were important for simulating cooling performance of SMART100 CPRSS. The pressure of SMART100 CPRSS was maintained below the design limit for 3 days even under sufficiently conservative conditions of an SBLOCA transient.

• 한국산학기술학회논문지
• /
• 제10권11호
• /
• pp.3260-3268
• /
• 2009

냉각재상실사고이후 원전의 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향을 고려한 수두손실을 종합적으로 평가하기 위한 시험장치를 개발하였다. 시험장치에서 원자로건물집수조와 시험장치에서 물 부피에 대한 여과기 면적의 비가 일치하도록 시험조건을 설정하고 시험을 수행하였다. TSP pH 조절제 조건에서 칼슘실리케이트는 시험 초기에 수두손실을 급격히 상승시켰기 때문에 원자로건물에서 모든 칼슘실리케이트를 제거하여야 함을 확인하였다. 비상노심냉각계통 살수지속시간의 차이에 따른 시험결과는 장기살수조건이 단기살수조건에 비해 12배 정도 높은 수두손실을 보였다. 살수조건 시험결과를 화학적 영향이 없는 수두손실과 비교하면 단기살수와 장기살수의 각 조건에서 5.6배 및 60.8배 수두손실이 증가하는 결과를 보였다. 화학적 영향은 재순환수에 노출된 물질의 양에 따라 초기의 일정기간 동안 알루미늄 및 아연도금 판의 부식에 의해 급격히 증가하고 이들이 부동피막을 형성한 이후에는 NUKONTM 및 콘크리트 등에서 침출된 화학종의 침전에 기인하여 증가율이 감소하는 경향을 보였다. 실험결과는 TSP에 의한 알루미늄의 부동피막 형성이 살수시간이 길어지고 알루미늄의 양이 많을 경우 효과적이지 않다는 것을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제18권2호
• /
• pp.97-106
• /
• 1986

1981년 6일 9일 원자력 1호기에서 발생한 77.5% 출력상태에서의 외부전원상실사고를 열, 수력학적최적계산용 코드인 RELAP5/MODl/NSC를 사용하여 모의하였으며 해석결과는 발전소 실측자료와 잘 일치하였다. 원자로 냉각재펌프의 트립에 따른 flow coastdown후에 hot-cold leg온도차에 의하여 자연순환 유동이 형성됨이 확인되었으며 실측자료와 잘 일치하여 이와 관련된 전산코드의 열수력학 적모델의 타당성을 입증할 수 있었다. 또한 위의 사고전개가 정상운전상태인 전출력(100%)에서 재발하였을 경우를 가정하여 해석하였다. 이러한 해석을 통하여 보조급수의 공급과 더불어 증기발생기 PORV의 적절한 작동으로 원자력 1호기 노심잔열을 제거하여 안전성에 문제점을 야기하지 않음을 입증하였다. 최적 계산방법에 의한 사고해석에서는 turbine stop valve 작동시간, 증기 발생기 PORV 설정치 등 non-safety 관련요소들의 특성에 대한 정화한 모의가 필수적이다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제26권1호
• /
• pp.126-139
• /
• 1994

본 연구에서는 BETHSY 실험장치에서 수행한 6" 소형 냉각재 상실사고(LOCA) 실험을 최적 열수력 코드인 CATHARE2 V1.2와 RELAP5/MOD3를 이용하여 계산했다. 본 연구의 주 목적은 소형 LOCA시 관심을 가지는 주요 물리현상인 이상 임계유동, 감압과정, 노심수위 감소, loop seal clearing 등에 대한 두 코드의 소형 LOCA 계산모의능력을 평가하는 것이다. 두코드는 이상 유동현상의 전개 경향이나 발생시점을 비교적 잘 예측하는 것으로 나타났고, CATHARE2의 경우가 실험과 더 잘 일치했다. 그렇지만 두 코드는 loop seal clearing 현상, loop seal clearing 발생후의 노심수위, accumulator 유량거동 등의 예측에는 약간의 편차를 보였는데, 편차의 정도는 RELAP5가 CATHARE2보다 더 큰 것으로 나타났다. 두 코드의 편차요인을 보다 상세히 분석하기 위하여 계면 마찰력, mesh크기, 파단노즐 junction에서의 방출계수(Discharge coefficient)등에 대하여 민감도분석을 수행하였다. 그 결과 CATHARE2의 경우는 계면 마찰력을 증가시킴으로써 감압과정시 일차계통의 질량분포, 즉 증기 발생기 입구 공동(SG inlet plenum)에서의 차압과 Cross√er leg의 차압이 개선되었으며, 증기발생기 외측 열전달계수를 증가시킴으로써 중기발생기의 압력변화를 개선할 수 있었다. RELAP5의 경우는 어떤 하나의 입력변수를 변화시켜서 과도기의 결과를 개선할 수 없었으며 다만, 계면 마찰력 모델링에 여전히 많은 불화실성이 내포되어 있음을 확인했다.확인했다.

• 에너지공학
• /
• 제13권1호
• /
• pp.51-59
• /
• 2004

국내에 설치 운영중인 원전 훈련용 시뮬레이터의 핵 증기공급 계통 열수력 프로그램은 1980련 전후에 외국 벤더들이 개발하여 공급한 것으로 이들 열수력 프로그램은 핵 증기공급 계통 열수력 현상을 실시간으로 모의하기 위해 과도하게 단순화된 모델을 채택하고 있다. 그 결과 원자로 냉각계통에 복잡한 이상유동이 발생하는 사고를 모의하는 경우 정확도가 떨어질 수 있어 부정적인 훈련(Negative training)을 초래할 가능성이 있다. 이와같은 문제를 해결하기 위해 전력연구원에서는 RETRAN-3D코드를 기본으로 시뮬레이터용 핵 증기공급 계통 열수력 프로그램 ARTS코드를 개발하였다. RETRAN-3D코드를 기본으로 하는 ARTS코드는 거의 대부분의 사고를 실시간으로 모의할 수 있으며 계산의 건전성도 보장된다. 그러나, 대형냉각재 상실사고나 저압 저유속 상태의 장기 과도현상 등을 모의하는 경우에 발생하는 계산실패나 실시간 계산 지체등의 가능성이 있다. 이 경우 이를 자동으로 대체 보완할 수 있는 보조계산체계를 개발했다. 특히, ARTS코드의 실시간 계산 및 건전성 문제가 예상되는 대형냉각재 상실사고를 주모의 대상으로 간주했다. 계산 결과는 코드의 정확도, 실시간 계산능력, 건전성 및 운전원 교육등에서 최종안정성평가보고서 및 ANSI/ANS-3.5-1998$^{[1]}$ 시뮬레이터 소프트웨어 기준을 만족하는 것으로 평가되었다

• 에너지공학
• /
• 제25권4호
• /
• pp.124-132
• /
• 2016

노심보충탱크 상부에 설치되는 유동분사기 형상에 따른 냉각수 주입특성 및 탱크 내에서의 열수력 현상 변화를 파악하기 위한 안전주입배관 2인치 파단 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의시험이 잔열 및 피동잔열제거계통(PRHRS) 모의 없이 수행되었다. 두 가지 형상의 유동분사기를 설치하고 수행한 각각의 시험은 거의 유사한 초기 및 경계조건에서 수행되었으며, 이로 인해 반복시험에 대한 재현성이 충족되었다고 판단된다. 시험결과는 유동분사기의 종류(본 시험에서는 구멍의 개수에 해당)에 관계없이 유사한 열수력학적 거동을 보였으며, 초기 주입유량 관점에서는 구멍의 개수가 2배인 B형이 A형에 비해 좀 더 우수한 주입 성능을 보였다. 노심보충탱크 격리 밸브가 개방된 후 압력평형배관을 통해 유입되는 고온의 원자로냉각재는 상부 헤더에서 상대적으로 저온인 $50^{\circ}C$ 물과 혼합되면서 증기 응축과 같은 상변화에 의한 압력 변동을 동반하는 다차원 열유동 현상을 일으키게 된다. 이로 인해 초반부 노심보충탱크 주입 유량은 상온운전 조건에서 보다는 작게 되고, 일정시간 경과 후에는 유사한 주입유량 특성을 보였다.