In this study, we extend the application of the interface-matrix(IM) method for reflector modeling to Analytic Flux Expansion Nodal (AFEN) method. This include the modifications of the surface-averaged net current continuity and the net leakage balance conditions for IM method in accordance with AFEN fomular. AFEN-interface matrix (AFEN-IM) method has been tested against ZION-1 benchmark problem. The numerical result AFEN-IM method shows 1.24% of maximum error and 0.42% of root-mean square error in assembly power distribution, and 0.006%Δk of neutron multiplication factor. This result proves that the interface-matrix method for reflector modeling can be useful in AFEN method.

현대적 노달방법은 다차원 중성자 확산방정식을 풀기 쉽고 계산시간을 단축시킬 수 있도록 각 방향에 대하여 횡방향으로 적분하여 등가인 차원 수 만큼의 1차원 중성자 확산 방정식을 만들어 풀고 있다 이 과정에서 횡방향 누출 중성자 적분항을 적절히 근사해야함이 필수적인데 이로 인하여 계산의 정확도를 손상하게 될 수가 있다. 이러한 횡방향 누출 중성자 근사를 제거하여 계산의 정확도를 향상시킨 것이 노달 해석함수 전개법(Analytic Function Expansion Nodal Method)이다. 그러나 이 방법은 기존의 노달 방법 보다는 계산시간이 다소 많이 소요되는 단점이 있었다. 본 논문에서는 소격격자 재균형 가속법(Coarse-Mesh Rebalance Acceleration Method)을 노달 해석함수 전개법에 적용하면 계산의 정확도는 그대로 유지되면서도 속도는 크게 향상시킬 수 있음을 보여 준다.

최적 노심장전모형을 찾기 위한 확률론적 방법중 하나인 Simulated Annealing 방법은 기존 결정론적 방법의 단점인 국부 최적해에 빠질 위험성을 줄이면서도 빠른 시간 안에 최적 노심장전 모형을 찾을 수 있다. 그러나 많은 장전모형의 핵특성을 계산하기 위해서는 많은 전산시간이 소요되기 때문에 이의 해결 방법으로 신경망이론 이용한 노심해석을 통하여 시간을 극소화하고, 기존의 섭동이론 등 가속화된 방법에 비해 정확도를 높였다. 영광 3호기 평형노심에 적용한 결과 기존 설계된 장전모형에 비하에 더 보수적인 제한치를 만족하면서도 주기길이가 33EFPD 만큼 길어지는 장전모형을 1시간 이내에 찾을 수 있어 기존의 결정론적 방법이나 다른 핵특성 계산 모델을 사용한 SA법에 비해 더 적은 전산시간 동안 정확한 최적해를 탐색하는 것을 확인하였다.

이 논문의 목적은 신경망 이론에 의한 노심특성평가 모델과 유전자 기법을 써서 가압경수로 노심의 최적화 재장전 모형을 결정하는데 있다. 이를 위해 OLL(Optimization Layer by Layer)신경망을 구축하고 이를 영광 3호기 재장전주기 노심특성(특히 연료집합체 출력분포와 임계붕산농도)을 예측할 수 있도록 훈련하여 영광3호기 재장전주기 특성 해석용 OLL 신경망을 만들었다. 그리고 통상의 유전자 기법을 활용하여 매세대당 150개의 장전모형들을 생산하고 이들을 대상으로 1000세대에 걸친 유전자 기법에 의한 최적화 과정을 통해 영광 3호기 노심의 평형주기 최적 모형을 결정하였다.

액체금속로용 2차원적 연소 해석 코드 REBUS-2[1]에 횡방향 적분법 및 다항식 전개법에 기초한 3차원적 육방형 노달 방법을 결합하여, 3차원적 연소 해석 코드 REBUS-K를 개발하였다. REBUS-K는 3차원적 중성자속 분포 계산 및 미시적 연소 계산을 통해 노내 연소 해석을 수행하며, 또한 핵연료 방출/재배치 및 재장전, 재처리, 성형가공 등의 노외 주기 계산을 수행한다. 비평형주기 및 평형주기 해석을 수행하며, 평형주기 해석 시에는 지정된 제한 연소도 및 증배계수를 만족시키는 주기 길이와 장전 농축도를 탐색한다. 개발된 코드의 검증 계산을 450 MWt 액체금속로의 비평형주기 및 평형주기 문제에 대하여 수행하였으며, 계산 결과를 Argonne 연구소의 3차원적 연소 해석 코드 REBUS-3[2]의 결과와 비교하였다. 그 결과 원자로 증배계수, 출력 분포, 증식율, 연소도, 장전 핵연료의 농축도, 주기 길이 등의 연소 특성이 수렴 조건 이내에서 일치하였다.

영광 2호기 9주기 노심을 대상으로 다양한 운전조건에서 노외계측기 weighting function을 계산하고 영향 인자들에 대한 민감도 분석을 수행하였다. Weighting function 계산은 2차원 각분할 수송코드인 DORT 2.8.14를 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF/B-VI에 근거한 BUGLE93 라이브러리를 사용하였다. Weighting function은 축방향 weighting function(R-Z 모델)과 집합체별 weighting function(R- 모델)을 계산하였고, 민감도 분석에 사용한 인자는 출력준위, 연소도, 제어봉 삽입, 붕소농도이다. 민감도 분석결과 노외계측기 weighting function은 출력 준위에 민감하고 그외 모든 인자의 영향은 무시할 수 있을 만큼 작았다. 또한 출력분포와 weighting function으로부터 계산되는 단순노외계측기 교정법의 계측기반응상수는 출력준위와 연소도를 고려하여 생산해야함을 확인하였다.

This paper is concerned with an algorithm based on neural networks to calculate the axial power distribution using excore defector signals in the nuclear reactor core. The fundamental basis of the algorithm is that the detector response can be fairly accurately estimated using computational codes. In other words, the training set, which represents relationship between detector signals and axial power distributions, for the neural network can be obtained through calculations instead of measurements. Application of the new method to the Yonggwang nuclear power plant unit 3 (YGN-3) shows that it is superior to the current algorithm in place.

The code WIMS-AECL has been used for the lattice analysis of DUPIC fuel. The lattice parameters calculated by the code is sensitive to the choice of number of parameters, such as the number of tracking lines, number of condensed groups, mesh spacing in the moderator region, other parameters vital to the calculation of probabilities and burnup analysis. We have studied this sensitivity with respect to these parameters and recommend their proper values which are necessary for carrying out the lattice analysis of DUPIC fuel.

A CASMO/ORIGEN coupling utility program was developed to predict the composition of all the fission products in spent PWR fuels. The coupling program reads the CASMO output file, modifies the ORIGEN cross section library and reconstructs the ORIGEN input file at each depletion step. In ORIGEN, the burnup equation is solved for actinides and fission products based on the fission reaction rates and depletion flux of CASMO. A sample calculation has been performed using a 14$\times$14 PWR fuel assembly and the results are given in this paper.

동특성 분석 코드 시스템 PANBOX2는 시간에 대한 미분을 Implicit Euler 방법을 사용하여 근사한다. 이 경우 Local Truncation Error는 중성자속의 이차 미분에 비례한다. Time-Step-Doubling 기법을 이용하여 Local Truncation Error의 근사치를 구하고 이를 이용하여 Time Step Size를 조절해 주는 방법을 동특성 분석 코드 시스템 PANBOX2에 도입하였다. LRA와 NEACRP 제어봉 인출사고 검증문제에 대한 분석 결과, PANBOX2 시스템의 기존 방법에 비해 효과적으로 Time Step을 제어하였으며 보다 정확한 결과를 얻을 수 있었다.

Previous our numerical results in computing point kinetics equations show a possibility in developing approximations to estimate sensitivity responses of nuclear reactor We recalculate sensitivity responses by maintaining the corrections with first order of sensitivity parameter. We present a method for computing sensitivity responses of nuclear reactor based on an approximation derived from point kinetics equations. Exploiting this approximation, we found that the first order approximation works to estimate variations in the time to reach peak power because of their linear dependence on a sensitivity parameter, and that there are errors in estimating the peak power in the first order approximation for larger sensitivity parameters. To confirm legitimacy of our approximation, these approximate results are compared with exact results obtained from our previous numerical study.

원자력연수원 시뮬레이터 2호기의 노심모델은 도입초기 WH사가 제공한 영광 1호기 노심 데이터를 그대로 사용하고 있어 기준 발전소 노심 반응(제어봉가, 붕소가, 감속재온도계수 등)과 차이를 보이고 있다. 본 논문에서는 발전소 주기 경과에 따른 노심특성 면화를 시뮬레이터 노심 모델에 반영하여 훈련원들이 실제 발전소와 유사한 상황에서 모의운전을 할 수 있도록 WH사의 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템을 이용하여 영광 1호기 제9주기 노심모델 상수를 생산하고, 개선된 노심모델의 교정을 지원하는 윈도우 프로그램을 개발하였다. 또한 검증 계산결과를 핵설계 보고서와 비교하여 생산된 노심모델이 ANSI/ANS-3.5 성능기준을 만족함을 확인하였다.

A new method based on the alternating conditional expectation (ACE) algorithm is developed to calculate axial shape index (ASI) for the 3-level excore detector. The ACE algorithm, a type of non-parametric regression algorithms, yields an optimal relationship between a dependent variable and multiple independent variables. In this study, the simple correlation between ASI and excore detector signals is developed using the Younggwang nuclear power plant unit 3 (YGN-3) data without any preprocessing on the relationships between independent variables and dependent variable. The numerical results show that simple correlations exist between the three excore signals and ASI of the core. The accuracy of the new method is much better than those of the current CPC and COLSS algorithms.

압력용기로의 속중성자 조사량 평가를 4군 노달 노심해석코드로 수행하였다. 이 코드는 MCNP에 비해 정확성은 떨어지나, 핵연료 연소의 효과나 핵연료 장전 모형의 영향을 쉽게 고려할 수 있었다. 속중성자 조사량 감소 방안으로서 반사체 차폐 구조물을 설치하는 방안과 노심외곽에 대체 핵연료 집합체를 장전하는 방안을 비교하였다. 신형원전의 경우 가장 효과적인 방안은 물 반사체 영역에 금속 차폐 구조물을 설치하는 것이나 운전중인 원자로의 경우 비록 주기길이의 감소와 핵연료 비용의 증가는 있으나 속중성자 감소 효과에 있어서는 대체 핵연료 집합체의 장전이 대안일 수 있다.

차세대 원전 1주기 노심에 대해 MSHIM기법을 적용하여 100-50-100% 출력, 14-2-6-2시간 형태의 일일부하추종운전시 노심 거동을 ONED94 전산코드를 통해 모사하였다. 계산결과 1300MWe급 차세대 원전에서 단순한 제어봉 구동논리를 통해 부하추종운전중의 잉여반응도와 축방향 출력분포를 적절히 제어할 수 있었으며, 붕산수 조절없이 안전한계 범위 내에서 일일부하추종운전이 가능하였다. 또한 MSHIM기법을 위한 차세대원전의 제어봉 배치를 변경 제시하였다.

영광3호기 방사선관리구역에 대한 중성자선량률을 정확히 평가하기 위하여 MCNP4A 전산코드를 이용, 방사선관리구역에서의 중성자 스펙트럼 계산을 수행하였다. 영광3호기에 대한 보다 정확하고 정밀한 3차원 몬테칼로 모델을 구축하기 위하여 핵연료집합체 구성요소 및 원자로심을 둘러싸고 있는 baffle, barrel,압력용기 등을 정확하게 묘사하였으며, 특히 방사선관리구역 주위의 구조물에 대해서도 3자원 MCNP 모델을 구축함으로써 원자로심부터 방사선관리구역까지 완전한 몬테칼로 모사(full-scope Monte Carlo simulation)를 이용한 계산을 수행하였다. 계산결과는 에너지 구간에 따른 중성자속 스펙트럼으로 나타내었으며 이 결과를 바탕으로 중성자속에 대한 선량률 환산인자를 고려하여 중성자선량률을 계산할 수 있다.

PWR 원자력발전소의 정상 및 과도상태 운전중 동적모델과 확산모델을 이용하여 핵분열 생성물이 냉각재로 유출되는 현상을 모델링하고 국내외 핵연료 검사자료를 이용하여 개발된 전산프로 그램을 실증하였다. 손상핵연료수 예측결과 기존에 개발되어 사용되고 있는 Westinghouse사의 CADE 코드와 ABB-CE사의 IODYNE 코드보다 더 정확하였으며, 손상영역 및 연소도 예측도 비교적 정확하였다.

국내개발 액체금속로 KALIMER(전기출력 150 MWe)의 노심설계를 수행하고, 이에 대한 핵ㆍ열수력 특성을 분석하였다. 2농축U-Zr(15.0/20.0 %) 이원합금핵연료의 균질노심으로서, 핵연료 재장전주기는 12개월, 평균증식비는 0.68이다. 평형주기에서의 최대연소도는 47.3 MWD/kg이며, 음의 소듐 void 반응도가를 가진다. 동일한 설계기준으로 설계한 전기출력 333 MWe의 중형노심과 노심 특성을 비교ㆍ분석한 결과, 소형노심(전기출력 155 MWe)이 상대적으로 짧은 핵연료 재장전주기와 낮은 노심출력밀도를 갖고 있음을 알 수 있었다.

국내개발 액체금속로 KALIMER 노심설계 개발의 일환으로 전기출력 333 MWe(열출력 840 MWth)의 노심설계를 수행하고, 이에 대한 핵ㆍ열수력 특성을 분석하였다. 설계노심은 2농축 U-Zr(14.0/l8.9%) 이원 합금핵연료의 균질노심으로 구성하였다. 핵연료 재장전주기는 18개월, 평균증식비는 0.64로서 평형주기에서의 최대연소도는 125.2 MWD/kg이며, 특히 음의 소듐 void 반응도가를 가짐으로써 노심안전성 확보측면에서 매우 양호함을 보였다.

원전분석기가 원자로의 연소해석 및 운전중 핵연료교체 모사를 수행함으로서 노심 핵연료 관리 실습을 할 수 있는 기능을 갖도록 하는 새로운 개념을 도입하였다. 이를 지원하기 위하여 시뮬레이션 결과의 효율적 display를 위한 3차원 가시화와 사용자와의 상호 교류 및 실시간 시뮬레이션을 위한 분산 프로세스 개념의 적용이 시도되었다.

Fuel management simulation have been performed for CANFLEX-0.9％ RU fuel in the CANDU 6 reactor. In this study, the bi-directional 4-bundle shift fuelling scheme was assumed The lattice cell and time-average calculation were carried out. The refuelling simulation calculations were performed for 600 full power days. Time-averaged results show good axial power profile with the CANFLEX-RU fuel. During the simulation period, the maximum channel and bundle power were maintained below the licensing limit of CANDU 6 reactor.

To test the viability of CANFLEX-SEU bundles in an existing CANDU 6 reactor, core follow-up simulation has been carried out using the reactor fueling simulation program of the CANDU 6, RFSP computer code, and a lattice physics code, WIMS-AECL. During the core follow-up, bundle and channel powers and zone levels have been checked against their operating limits at each simulation. It is observed from the simulation results that an equilibrium core loaded with 0.9 w/o CANFLEX-SEU bundles could be refueled ,and maintained for 550 FPD without any significant violations in the channel and bundle power limits and the permissible operating range of the liquid zone controllers.

신형 경수로심의 네가지 개념설계안을 제시하였다. 각 설계안은 압력관내에 농축우라늄 핵연료 다발을 CANDU처럼 장전하고 냉각수를 경수로 바꾼 안으로써 본 연구는 각 설계안의 장단점과 타당성을 검토하였다. 가연성 독봉인 IFBA를 사용하여 기존 CANDU 제어 시스템만으로 노심 잉여반응도의 제어가 가능함을 확인하였다.

CASMO/MASTER 전산체계를 활용하여 600MWe급 가압경수로의 초장주기 무붕산 노심 핵설계 가능성을 검토하였다. 핵연료는 주기길이 1,600EFPD를 만족시키면서 잉여반응도를 평탄하게 유지시키기 위하여 MOX 핵연료를 사용하였으며, 가연성 독봉으로는 WABA와 IFBA를 혼합하여 핵연료집합체를 구성하였다. 그리고 제어봉 설계에서 잉여반응도 제어용 제어봉온 Ag-In-Cd을 사용하였으며, 잉여반응도 제어용과 A.O. 제어용이 독립적으로 작동되도록 설계했다. 또한 shutdown용 제어봉은 B$_4$C로 설계하였으며, 제어봉가를 증가시키기 위하여 B-10을 90w/o까지 농축했다. 노심분석 결과 A.O. $\pm$ 10%, AP600의 첨두출력제한지 2.6의 안전한계를 만족시키면서 제어봉만으로 주기길이 1600 EFPD 동안 반응도 제어가 가능하고 shutdown을 위한 노심 안전성도 확보되는 것을 확인하였다.

Th-232를 Fertile로 사용한 핵연료는 U-238을 Fertile로 사용한 핵연료보다 핵확산 저항성, 방사성 폐기물 생성면에서 유리하다. 본 연구에서는 MHTGR의 핵연료에 사용된 탄소피막 입자 기술을 토륨 핵연료에 적용하여 새로운 가압경수로용 핵연료로 개념 설계하였다. 핵연료의 설계안을 울진 3,4호기 집합체 설계안에 적용하여 해적 타당성을 살펴보았다.

하나로(HANARO)에서 Mo-99을 생산하기 위한 LEU(Low Enriched Uranium) 표적 설계를 하였다. 표적길이 및 조사위치에 따른 Mo-99의 생성수율(Ci $^{99}$Mo/gU) 변화를 분석하였으며, 표적 설계를 위하여 표적 두께, 반경크기, 밀도, 연료물질등을 채택하여 이들에 대한 민감도 분석을 수행하였으며, 수행결과 생성수율에 가장 영향을 미치는 설계변수는 표적 두께와 밀도로 나타났다. 표적 연료로 어떤 물질을 선택하던 거의 같은 생성수율을 나타내므로 핵적으로는 같은 성능을 나타냄을 확인하였다. 또한 열수력학 조건과 연간생산량을 만족하는 표적 핵연료 집합체 설계가 가능함을 확인하였다.

고속로 검증실험의 2차원 상세해석을 MATXS형 라이브러리와 TWODANT를 이용하여 수행하였다. 80군자료를 2차원 coarse mesh 계산으로 생산된 중성자속을 가중함수로하여 25군으로 축약하고, P$_3$S$_{8}$, 2차원 R-Z모델로 임계도 및 중심반응률비를 계산하여 실험값과 비교하였다. 이 과정에서 ENDF/B-VI$_3$, JEF-2.2 그리고 JENDL-3.2 라이브러리를 상호 비교, 검토하였다.

As a part of International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project (ICSBEP), SAXTON critical experiments were reevaluated. The effects on $K_{eff}$ of the uncertainties in experiment parameters, fuel rod characterization, soluble boron, critical water level, core structure, $^{241}$ Am and $^{241}$ Pu isotope number densities, random pitch error, duplicated experiment, axial fuel position, model simplification, etc., were evaluated and added in benchmark-model $k_{eff}$. In addition to detailed model, the simplified model for Saxton critical experiments was constructed by omitting the top, middle, and bottom grids and ignoring the fuel above water.r.r.

ORIGEN2코드의 검증계산을 통해 PWR 사용 후 핵연료 조성핵종의 핵종량에 대한 핵임계측면에서 보수성을 가지는 안전인자를 산출하였고, MCNP코드의 검증계산으로 95/95 신뢰구간에서의 계산오차를 구하였다. 이를 바탕으로 직경이 1.2567cm이고 길이가 380.5cm인 196 개 금속봉을 장전한 캐니스터 ( 금속저장체 )가 x-y 방향으로 무한히 배열된 경우에 대해 캐니스터의 두께, 간격 및 외부의 공기중 수분농도에 따른 핵임계 안전해석을 수행하였다. 그 결과, 캐니스터의 두께가 7mm일 때 공기중 수분농도가 0.30 g/㎤이고 캐니스터간의 간격이 6.0cm인 경우의 최종핵 임계도값은 0.94130로서 최대허용핵임계값 (0.942)보다 적은 값을 보였다.

CASMO-3 코드의 기존 라이브러리들을 혼합핵연료 격자문제에 대한 검증계산을 수행하였다. CASMO-3 코드와 함께 도입되어 사용되고 있는 E4LIB-JA라이브러리는 플루토늄의 함량이 낮고, fissile 플루토늄 원소의 비율이 높은 조성의 혼합핵연료로 적용범위가 한정되었다. 혼합핵연료에 사용할 목적으로 Studsvik사가 수정한 40에너지군의 E4LIB-KA 라이브러리는 플루토늄의 함량이 약 12%이내로 제한되기는 하지만 비교적 혼합핵연료 계산에 유용한 것으로 나타났으나, 라이브러리의 개선된 내용이 구체적으로 알려지지 않아 앞으로 이를 사용자가 유지 관리하는데 문제점이 따르고 있다. 따라서 혼합핵연료 계산을 위하여 CASMO-3용 E63LIB/A 70에너지군 라이브러리를 ENDF/B-Ⅵ자료로부터 생산하였으며, 이를 알려진 혼합핵연료 임계실험자료를 대상으로 검증계산을 수행하여 그 유용성을 입증하였다.

본 연구는 가압경수로 핵설계용 WIMS/D 라이브러리를 ENDF/B-Ⅵ 평가핵자료를 처리하여 생산하는 목적을 가지고 있다. 이를 위하여 혼합핵연료와 관련된 핵자료 처리 방안을 확립할 필요가 있으며, 생산된 라이브러리를 검증할 필요가 있다. 여기에서 이용된 혼합핵연료 임계실험자료는 Saxton의 6개 실험과 Westinghouse의 11개 실험이었으며, 검증 결과는 생산된 라이브러리를 가압경수로에 적용할 수 있는 것으로 판단되었다.

CANDU원자로의 노심계산을 위한 WIMS-AECL에 적합한 최적의 cross section library를 선정하기 위하여, 연소도에 대한 무한증배계수(k$\infty$)의 변화와 핵연료온도반응도계수, 냉각재온도반응도계수, 감속재온도반응도계수 및 기포반응도들을 계산하여 그 결과를 비교하였다. 그 결과, WIMS-AECL에 WINFRITH와 ENDF/B-V를 사용한 경우 핵연료 온도계수를 제외하고는 무한증배계수와 반응도계수들의 계산차이는 유효연소도 영역에서 크지 않았다. 그러나 연소가 진행됨에 따라 차이가 커짐을 보여주고 있으며, 기존의 POWDERPUFS-V(PPV)결과와는 초기 연소도에서는 차이가 적으나, 연소도가 커짐에 따라 많은 차이를 보여주고 있다. 따라서, 연소된 핵연료 또는 Pu이 함유된 핵연료에 대한 격자실험의 자료에 의하여 평가 및 검증될 수 있을 것이다.

하나로에 설치할 냉중성자원은 물리, 화학 및 재료과학 분야에 폭넓게 활용되는 기반 장치이며 4 $\AA$ 이상의 중성자 파장에서 높은 중성자속을 얻기 위해서는 감속재의 선택이 중요하다. 이 보고에서는 감속재로 액체 수소와 액체 중수소를 사용하는 경우를 비교하였다. 계산은 몬테칼로 코드인 MCNP를 이용하고 액체 수소와 액체 중수소에 대한 산란법칙을 적용했다. Semi-analytic 방법과 MCNP 해석을 통해 중성자온도와 이득을 계산하였으며 전체적으로는 Semi-analytic 방법과 MCNP 해석이 근접함을 확인하였다.

Discrete Wavelet Transforms (DWTs) are recent mathematics, and begin to be used in various fields. The wavelet transform can be used to compress the signal and image due to its inherent properties. We applied the wavelet transform compression and reconstruction to the neutron cross section data. Numerical tests illustrate that tile signal compression using wavelet is very effective to reduce the data saving spaces.

위그너분포(Wigner Distribution)를 이용하여 진동신호를 분석하고, 신경회로망을 이용하여 온라인으로 진동발생에 따른 냉각재펌프의 이상상태를 진단하고자 하였다. 진동신호 분석을 위하여 현재 정상 가동중인 원전 냉각재펌프의 진동신호와 Rotor Kit으로부터 이상상태에 대한 모의신호를 추출하였다. 본 연구에서 진동신호 분석을 위하여 시간 및 주파수성분을 동시에 표현가능한 위그너분포 이론을 적용하므로써 기존의 시간 및 주파수성분을 별도로 표현하던 방법보다 신호분석이 용이함을 확인하였으며, 이 신호분석 결과를 바탕으로 역전파 신경회로망의 패턴인식 및 분류 특징을 이용한 진단결과는 실험데이타 량에 비추어 만족할 만한 인식률을 보였다.

상용기기(Commercial Grade Item CGI)란 구조물, 시스템, 콤포넌트 또는 그것들의 일부분을 구성하는 것으로써 안전기능(safety function)에 영향을 미치지만 basic component로써 설계되거나 제작되지 아니한 것을 의미한다 즉, ASME/NQA-1 Appendix B의 엄격한 품질보증 프로그램 하에서 설계되고 제작되지 아니한 것으로써 원전 이외의 분야에서 상용적으로 널리 사용되고 있는 기기들을 의미한다. 본 논문에서는 이러한 원전 안전등급 분류기준 Non-Nuclear System(NNS) Simple에 해당되는 Non-Safety CGI를 Safety Application의 Nuclear Grade Item으로 사용하기 위한 CGI 평가 및 승인 절차를 제안하고 새로운 CGI 생명주기 모델을 제시하였다. 본 논문에서 제시한 CGI Dedication 절차 및 CGI 생명주기 모델은 우리나라 원전 계측제어계통의 디지털 upgrade plan 및 교체, 신규원전 상용기기 평가방법론에 적용할 수 있을 것이다. CGI Dedication은 10여년전부터 원자력계가 고민해온 분야로써 원전 계측제어계통의 디지털화에 따라 상용 (Commercial Off The Shelf : COTS) 소프트웨어의 승인과 함께 전세계적으로 hot issue가 될 만큼 활발한 연구와 논의가 현재 진행되고 있는 분야이다.

The mean time to failure (MTTF) expressing the mean value of the system life is a measure of system effectiveness. To estimate the remaining life of component and/or system, the dynamic mean time to failure concept is suggested. It is the time-dependent Property depending on the status of components. The Kalman filter is used to estimate the reliability of components using the on-line information (directly measured sensor output or device-specific diagnostics in the intelligent sensor) in form of the numerical value (state factor). This factor considers the persistency of the fault condition and confidence level in measurement. If there is a complex system with many components, each calculated reliability's or components are combined, which results in the dynamic MTTF or system. The illustrative examples are discussed. The results show that the dynamic MTTF can well express the component and system failure behaviour whether any kinds of failure are occurred or not.

임계 근처에서 반응도 미터로 계단식 반응도 변화를 측정할 때는 중성자원과 감마의 영향 하에서도 정확한 반응도를 결정할 수 있으며, 중성자원과 감마를 측정할 수도 있다. 중성자원과 감마의 영향은 없으나 중성자 분포 함수만 변하는 경우에는 계산으로 예측한 분포 함수의 변화로 측정된 중성자 신호를 보정하여 반응도를 예측할 수 있다. 그러나 중성자원, 감마, 분포 함수가 복합적으로 작용하는 경우에 대하여는 이러한 방법을 적용할 수 없다. 이 매 중성자원과 감마의 영향만 있는 경우에 적용하는 방법을 쓰면 분포 함수의 변화가 측정 결과에 어떤 영향을 미치는지 분석하였다. 그 결과 분포 함수의 변화도 어느 정도 측정이 가능하며, 계산으로 예측하는 분포 함수의 변화로 측정 결과를 단순 보정하여 실제 반응도를 예측할 수 있는 것으로 나타났다.

본 논문에서는 Westinghouse(WH)사에서 공급한 고리 3, 4호기의 증기발생기 모델에 강인제어 기법의 하나인 QFT(Quantitative Feedback Theory)를 적용하여 플랜트에 존재하는 불확실성이나 외란에 대해 강인성을 보장하는 제어기를 설계하였다. 증기발생기의 주파수응답 한계조건은 MATLAB QFT Toolbox를 이용하였으며, loop shaping에 의한 전달함수 식별을 위해서 근사화 기법을 적용하였다. 그리고 5∼20[%]의 저출력구간에서 모의실험을 하여 본 논문의 유용성을 보였다.

차세대원자로(II)에서 개발중인 I&C 계통은 기존 아나로그 신호 체계를 가진 한국 표준형이나 웨스팅하우스형의 원전에 비해, 완전 디지탈화 및 소프트웨어에 의한 제어와 보호 기능 수행, 정보 계통의 클라이언트/서버 개념의 도입등 개선된 성능과 신뢰성을 바탕으로한 운전 지원 향상을 주요한 설계 목표로 추진중에 있다. 정보 흐름의 통로 역할을 수행하는 I&C 분야의 Data Communication Network (DCN)의 성능과 신뢰도는 정보 계통의 전체적인 성능과 신뢰도에 매우 중요하며, 특히 Network Architecture가 핵심 기술로써 개발 중에 있다. 본 논문에서는 차세대 원전의 비안전성 정보 계통에 대해 기술하고, Information Network 의 성능 요건을 설정하였다. 또한 Information Network 설계를 위한 Traffic Load 를 간략히 분석한후, 이 결과로부터 Network Performance 증가를 통한 전송 신뢰도 향상을 위한 Information Network Topology 와 Architecture를 개발하였다.

Verification is a process aimed at demonstrating whether a system meets it's specified requirements. As expert systems are used in various applications, the knowledge base verification of systems fakes an important position. The conventional Petri net approach that has been studied recently in order to verify the knowledge base is found that it is inadequate to verify the knowledge base of large and complex system, such as alarm processing system of nuclear power plant. Thus, we propose an improved method that models the knowledge base as enhanced colored Petri net. In this study. we analyze the reachability and the error characteristics of the knowledge base and apply the method to verification of simple knowledge base.

본 논문에서는 고리원자력발전소용 SSILS(Solid State Interposing Logic System)을 소프트웨어의 건전성을 확보하면서 마이크로프로세서로 설계해 가는 과정을 기술하였다 설계 제작된 시제품은 IEEE Std 344-1975에 따라 내진시험을 하였고 IEEE Std. 323-1983에 따라 환경시험을 필하였다. 그리고 소프트웨어의 건전성은 자체적으로 확인하였다.

원자력발전소 금속파편감시계통(LPMS : Loose Parts Monitoring System)은 내각재계통 내부에 존재하는 금속파편물을 조기에 탐지하여 관련 구조물 파손을 방지하므로써 불필요한 검사 및 보수로 인한 작업자 방사선 피폭를 최소화하며 원전 안전성 및 경제성을 제고시킨다. 현재 국내 원전에서 가동중인 금속파편감시설비중 영광 1,2호기와 고리 3,4호기에서 운영중인 Westinghouse사의 금속파편감시설비(상품명: Digital Matal Impact Monitoring System)는 70년대에 개발되어 설치된 설비로 기능의 낙후와 장기간 운영에 따른 노후화로 인해 발생될 수 있는 문제점을 방지하고자 하드웨어 및 금속충격파 검출 및 판별 알고리즘을 개발하여 영광 1,2호기에서 기존 설비와 병렬운전중이다.

The H$_{\infty}$robust controller fur the reactor power control system is designed by use of the mixed weight sensitivity. The system is configured into the typical two-port model with which the weight functions are augmented. Since the solution depends on the weighting functions and the problem is of non-convex, the genetic algorithm is used to determine the weighting functions. The cost function applied in the genetic algorithm permits the direct control of the power tracking performances. In addition, the actual operating constraints such as rod velocity and acceleration can be treated as design parameters. Compared with the conventional approach, the controller designed by the genetic algorithm results in the better performances with the realistic constraints. Also, it is found that the genetic algorithm could be used as an effective tool in the robust design. robust design.

A neuro-fuzzy control algorithm is applied for xenon spatial oscillations in a pressurized water reactor. The consequent and antecedent parameters of the fuzzy rules are tuned by the gradient descent mettled. The reactor model used for computer simulations is a two-point xenon oscillation model. The reactor core is axially divided into two regions and each region has one input and one output and is coupled with the other region. The interaction between the regions of the reactor core is treated by a decoupling scheme. This proposed control of mettled exhibits very fast responses to a step or a ramp change of target axial offset without any residual flux oscillations.

국내에 신규로 건설되는 원자력발전소(이하 원전)는 부분강 제어봉을 설치하여 축방향의 출력 분포 제어에 별다른 어려움 없이 운전을 하고 있으나, 일부 가압 경수로형 원전의 경우는 부분강 제어봉이 설치되어 있지 않아 원자로 출력 변동시 출력분포 제어에 어려움이 많다. 기존 원전 경우의 제어봉 운전 방식은 원자로 출력의 균일한 제어를 위해 각 제어봉 뱅크를 순서적으로 운전하고 있으며, 각 뱅크간에는 일정한 수(일반적으로 113 Step) 만큼 중첩하여 운전하고 있다. 출력운전중에는 모든 제어봉을 인출하여 균일한 출력분포를 유지하며 축방향의 출력분포 제어를 위해 제어봉을 조절한다. 출력을 변동하면 제어봉이 원자로내에 삽입하게 되는 데, 먼저 D Bank가 삽입되며 D Bank가 113 Step에 도달하면 C Bank가 삽입되기 시작하는 데, D 130에서부터 C Bank가 삽입되어 제어값을 갖는 D 100 Step 까지는 축방향 출력 제어가 되지 않아 출력 편차가 제한값을 벗어나 출력을 급격히 감소해야 하는 등의 어려움이 있다. 본 연구는 제어봉의 중첩을 조절하여 C Bank를 조기에 노심에 삽입시의 영향을 분석하기 위하여 제어봉값이 출력에 미치는 영향을 예측하고, 제어봉 중첩수를 변경시에 노심에 미치게 될 안전성을 검토하였으며, 그 결과 중첩수를 조절할 경우 축방향 출력 분포를 초기부터 양호하게 제어할 것으로 예측된다.

무붕산 노심의 부하추종운전을 위하여 출력제어기법을 개발하였다. 무붕산 노심의 출력제어 논리는 출력 준위와 제어봉의 위치에 따라 제어군의 역할을 반응도 제어에 사용되는 제어군과 출력분포 제어에 사용되는 제어군으로 구분하여 8가지의 제어군 구동 형태를 가지며, ASI 편차를 입력으로 구동할 제어군이 결정된다. 무붕산 노심의 출력제어 논리를 적용하여 ONED94 코드로 일일 부하추종운전을 모사하였다. 모사 결과 주기초(0 MWD/MTU)와 주기중(7000 MWD/MTU)에는 ASI 편차 $\pm$10% 내에서 부하추종운전이 가능하며, 85% 주기말(11000 MWD/MTU)에서는 $\pm$12% 내에서 부하추종운전이 가능한 것으로 나타났다.

앞으로 건설되는 원전의 계측제어계통은 디지털 기술로 설계될 전망이다. 그러나 디지털 기술을 원전 계측제어계통에 적용하는데 있어서 디지털 기술이 원전의 안전성이나 신뢰도에 영향을 미치지 않는다는 사실을 보증하여야 하며, 디지털계통의 기능과 성능에 대한 확인/검증은 원전에 설치되기 전에 수행되어야 한다. 계측제어 시험검증설비의 목적은 새롭게 개발되는 디지털 제어 및 보호 알고리즘, 경보축약 알고리즘 또는 운전지원계통등의 성능을 검증하기 위함이다. 시험검증설비의 소프트웨어는 웨스팅하우스형 993 MWe 가압경수로를 모델링한 수학적 모델링과 시험검증설비를 운용하기 위하여 필요한 종합운용프로그램으로 구성된다. 하드웨어는 공학용 워크스테이션, 시험용 패널, 개발되는 계통과의 인터페이스를 위한 VXI 인터페이스 모듈, 그리고 공유메모리의 값을 시험대상 시작품으로 전송하는 Ethernet 모듈 등으로 구성된다. 사용자 인터페이스로 할덴 원자로 프로젝트에서 개발된 Picasso 그래픽 도구를 이용한 화면과 60개의 주요변수의 값을 CRT에 표시하는 기능을 제공한다. 계측제어 시험검증설비를 응용한 계측제어계통 시작품은 정상운전 및 과도상태에서 적절한 시험결과를 제공하였다.

중소형 일체형 원자로의 MMIS(Man-Machine Interface System) 설계개발 과정에 활용할 목적으로 관계형 데이터베이스 기반의 인간공학 현안추적시스템을 개발하였다. 동 시스템은 MMIS의 설계 진행과정에서 발견되는 인간공학적 문제점들이 합당할만한 수준으로 해결될 때까지 추적하고 관리하는데 사용된다. NUREG-0711(HFEPRM : Human Factors Engineering Program Review Model)에서는 원자력발전소를 설계함에 있어서 인간공학 현안추적시스템을 유지하고 운영할 것을 요구하고 있다. 본 연구에서 개발한 시스템은 NUREG-0711의 요구사항을 수용할 뿐만 아니라 서류문서형태에 전적으로 의존하는 현안추적시스템을 운영할 때 발생할 수 있는 비효율성, 즉 시간과 경비의 소요, 문서관리의 부담, 중복된 문서내용 등과 같은 부작용을 해소시켜 준다. 또한, MMIS 설계와 관련된 설계조직 구성원들이 인간공학 현안의 내용과 해결 진척사항에 대한 전반적인 정보를 효과적으로 획득하게 지원한다.

A tomography algorithm to maximize the entropy of image using Lagrangian multiplier technique and conjugate gradient method has been designed for the measurement of 2D spatial distribution of intense neutral beams of KSTAR NBI(Korea Superconducting Tokamak Advanced Research Neutral Beam Injector) which is now being designed. A possible detection system was assumed and a numerical simulation has been implemented to test the reconstruction quality of given beam profiles. This algorithm has the good applicability for sparse projection data and thus, can be used for the neutral beam tomography.

운전중 노심의 출력변화를 감시하는 노외계측기(Excore Detector)는 노내계측기(Incore Detector)를 통하여 측정되어진 축방향 출력편차(Axial Offset)를 이용하여 교정되고 있다. 노외 계측기의 전류와 축방향출력편차의 선형적인 관계를 가정하여 노내계측기로 최소한 4회 노심출력을 측정한후 최소자승법(Least Square Method)으로 비례상수들을 구하는 기존의 방법을 대신하여, 단순 노외계측기 교정법은 노내계측기로 1회 측정되어진 자료들을 이용하여 계측기 반응상수(Detector Response Factor)를 계산한 후 비례상수를 계산한다. 계측기반응상수는 2차원 중성자수송모델로부터 계산된 weighting factor와 3차원 확산이론으로부터 구한 노심출력을 이용하여 계산된다. 중성자수송계산은 (R-Z)와 (R-$ heta$)모델을 합성하여 3차원 weighting factor를 계산하므로 축방향 영향뿐만 아니라 집합체별 영향을 고려하였다. 또한 노심의 복잡한 구조로 인하여 근사적인 weighting (actor와 노심출력분포의 사용은 노외계측기의 전류와 계측기반응율의 불일치를 초래하며, 이를 해결하는 상수를 소개하여 보다 정확한 교정결과를 얻도록하였다. 이와 같은 방법을 고리 3호기 9, 10주기 전주기와 11주기초에 적용하여 노심의 연소분포, 냉각수의 온도분포, 노심의 연소도, 노심출력준위등에 대한 단순 노외계측기 교정법의 오차를 분석하여 최적의 노외계측기 교정모델을 제시하였다. 2차원 중성자수송모델 합성법에 의한 단순노외계측기 교정법은 2차원 (R-Z) 중성자수송모델보다 개선된 결과와 평균오차 0.179% 최대 오차 0.624%를 보여주고 있다.하면 조사 후의 조직안정성에도 크게 기여할 것으로 기대된다.EX>O가 각각 첨가된 경우, Ar-4vol.%H$_2$ 분위기보다 H$_2$분위기에서 소결했을 때 밀도가 더 높았다. 그러나, 결정립은 $UO_2$와 $UO_2$-Li$_2$O의 경우, 수소분위기에서 소결했을 때, (U,Ce)O$_2$와 (U,Ce)O$_2$-Li$_2$O에서는 Ar-4vol.%H$_2$분위기에서 소결했을 때 더욱 성장하였다.설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지

1980년대 이후로 원자로냉각재 온도를 계측하기 위한 RTD우회배관 계통을 제거하고 RCS 배관에 직접삽입식 RTD를 설치하여 온도를 계측하고 있다. 이에 고리 1,2,3,4호기에서도 직접삽입식 RTD를 설치하고자 한다. 이때 고온관 온도층화에 의한 계통측정정확도(PMA)가 설비 개선후 어떻게 변하는지 평가하였다. 평가 결과 RTD우회배관 계통의 PMA는 1.3℉F이고 직접삽입식 RTD 계통은 1.0℉로 계산되어 설비 개선후의 불확실도가 작아짐을 확인하였다.

In the des19n of KNGR (Korea Next Generation Reactor), we believe that economy is one of the most important factors to be considered Thus, we reviewed and evaluated the consequences of designing the head area into an integrated package from an economical point of view. The refueling outage durations of the nuclear power plants currently in operation In Korea, some having and others not having integrated head package, are compared. This paper discusses the characteristics of head area design and the critical design issues of KNGR head area to evaluate the effect of the head area characteristics on the outage duration.

PWR 원전 계획 예방정비 기간 중에는 Crud 제거를 위한 정지화학 제어가 수행되고 있으나, 불시정지시 화학제어에 대한 접근은 거의 전무하다. 이에, 정지시 냉각재화학 변화에 따른 Nickel Ferrite의 안정성에 대해 검토하고, 불시정지시 냉각재 화학제어의 방향을 도출하였다. 계획정지 화학제어가 가능한 불시정지시에는 Nickel Ferrite 용출 증대를 위한 조기 붕산화와 고농도 용존수소 (Fig. 1 참조) 유지 및 산성-산화 단계의 도입이, 적용이 불가능한 경우에는 Nickel Ferrite 용출 억제를 위한 붕산화 연기 및 용존수소의 저농도 유지가 타당할 것이다.

PWR 원전에서는 계획예방 정지운전시 효과적인 정지수화학 제어에 의해 일차계통 방사능 준위를 감소시키고 작업종사자의 피폭을 최소화하기 위해 정지운전 자료에 대한 보다 정확한 해석이 필요하다. 본 연구에서는 국내 PWR 원전 주기(A호기의 I 및 II주기와 B호기의 II주기)별 정지수화학 특성을 SCALP(Shutdown chemistry CALculation Program)프로그램으로 계산하고 정지운전 기간중 일차냉각재계통에서 제거되는 방사능량에 영향을 미치는 정지수화학 특성을 주요 인자별로 평가하였다.

Mixing characteristics of tire chemical additives in the chemical injection tank of the chemical and volume control system(CVCS) were investigated for the Yonggwang Nuclear units 5&6. Numerical calculations were performed with a low-Reynolds number turbulence model. Studies were also conducted for the injection tank with a disk located at 1/4H, 2/4H, and 3/4H from the inlet in order to see the effect in the enhancement of chemical mixing. Results show that the optimum arrangement is to locate a disk close to the inlet.

모의 방사성 세탁폐액을 제조하여 오존에 의한 세제 파괴를 확인하고 활성탄 및 이온교환수지를 이용하여 세제 및 Co, Cs 제거율을 조사하였으며 모의 방사성 세탁폐액을 오존으로 부분적으로 산화ㆍ파괴시킨후 활성탄 및 이온교환수지에 의한 흡착 및 이온교환 실험을 수행하여 오존의 세제 파괴가 방사성 물질 제거에 미치는 영향을 조사하였다. 오존에 의해 세제는 75% 정도 제거될 수 있었고 활성탄으로 방사성 모의세탁폐액을 처리할 때 세제농도가 증가하면 방사성 핵종 제거율이 감소하였다. 이온교환수지로 세제를 제거할 때 성취가능 제거율은 Co의 경우 99% 이상이었으며, 세제 존재시 방사성 Co 및 Cs 제거율은 감소하며, 방사성 모의세탁폐액을 오존으로 조사후 활성탄과 이온교환수지로 방사성 핵종을 제거할 때 그 제거율은 거의 변화가 없었다. 이상과 같은 실험 결과로부터 오존으로 부분적으로 산화시켜 활성탄의 세제 제거효율을 최대화하고, 역삼투막에 의한 방사성 핵종을 제거하며 이온교환수지로 잔류 방사성 핵종을 완전히 처리할 수 있는 복합 공정을 도출하였다.

본 논문에서는 개발된 편광방식 스테레오 모니터링(KAERI-PSM) 시스템의 성능을 평가하기 위해 6 D.O.F.의 퓨마 로보트를 이용한 원격조작 실험을 수행하였다. 카메라의 관측각도를 달리하는 3가지 원격조작실험은 6명의 실험자가 힘반향 조이스틱을 사용하여 로보트 암을 (1)직접 (2)일반 평면모니터 및 (3)개발된 편광방식 스테레오 영상 모니터를 통하여 보면서 6가지의 조합된 방법으로 총 36번 수행하여 걸린 평균시간과 평균 에러 발생 수를 비교하는 것이다. 실험 결과 스테레오 영상 모니터를 사용한 경우 일반 평면모니터를 이용했을 때 보다 훨씬 짧은 시간에 정확히 원격작업을 수행할 수 있었으며, 물체 이동에 대한 카메라의 각도가 실험의 주요한 변수가 됨을 알 수 있었다.

냉각재중의 방사능을 띤 성분 중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해서 주로 제거되는 입자성 물질로 존재한다. 운전중의 냉각재내 방사성 부식생성물의 물리적 조성 분포 측정 결과에 따르면 90%이상이 0.45$mu extrm{m}$필터에 의해 제거되는 입자성 물질로 구성되어 있다. 이로 인해 새수지 충전후 얼마 사용하지 않은 탈염기의 제염계수가 탈염기에서 완벽한 제거가 어려운 입자성 부식생성물로 인해 10이하를 나타낼 수 있다. 1차계통에 쓰이는 수지의 성능검사를 위해 사용하고 있는 현재의 제염계수 측정법은 다음과 같은 두가지 이유로 완벽하지 않음을 알 수 있다. 첫째, 냉각재중의 방사능을 띤 성분중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해 제거되는 입자성 물질도 함께 존재하므로 탈염기의 제염계수 측정 절차는 입자성 물질을 배제한 후 측정해야 하며, 특히 수치 교체를 결정하기 위한 제염계수 측정시에는 여과된 여액으로 방사능 농도를 측정하는 것이 바람직하다. 둘째 운전중인 냉각재의 시료중에는 핵분열 수율이 높고 핵연료봉 손상부위로 유출이 용이한 불활성 기체핵종들이 많이 존재하며, 탈염기 후단에서 채취한 시료중에도 많이 존재하고, 시료 이송과 방사능 측정동안의 짧은 시간동안에도 계속 붕괴반응함으로서 새로 생긴 핵종으로 인해 마치 탈염기의 제거능이 낮은 것으로 오판될 수 있다. 이러한 측정 오차인자를 고려하여야 1차계통 탈염기의 교환능력을 정확히 판정할 수 있다.

고리 2호기 주급수 차단밸브의 경우 다른 호기와는 달리 구동용 질소압력 측정스위치에 의한 닫힘 연동신호가 설치되어 있다. 이러한 연동신호는 벨브 구동용 반구내 질소 압력 스위치 "고" 오동작에 의한 밸브차단 가능성이 있으며 이 경우 질소압력스위치가 저/고 경보창에 COMMON되어 있어 원인 규명에 어려움이 있다. 또한 질소압력 스위치 고장 및 질소가스 누설시 작업수행이 어렵고 위험이 따른다. 이러한 70년대 발전소 설계의 과잉설비를 제거하므로서 최적운전과 경제성 향상에 기여할 수 있으며 아울러 유지정비의 용이성과 밸브 불시닫힘을 미연에 예방할 수 있으리라 예상된다. 이와 관련하여 발전소 계통안전성, 기기안전성을 평가한 결과 기존의 안전해석결과가 유효하며 또한 FSAR 수정없이 이러한 설비변경이 가능하다는 결론에 도달하였다.결론에 도달하였다.

발전소 기동 및 저출력 운전시 원자력발전소(PWR) 터빈운전원(T/O)들은 증기발생기 수위제어를 위해 배전반(MCR)에 증기발생기 수위제어 관련 경험이 있는 운전원 3명 이상이 좁은 보드앞에서 각자 S/G A, B, C의 주요 파라미터들을 감시하며 수동운전하게 된다. 이렇게 운전원들이 많은 위험부담을 안고 수동운전하는 이유는 증기발생기 수위제어는 증기발생기 내부의 광역수위 측정범위가 약 14.2(m)이고, 주요 제어변수를 측정하는 협역수위는 약 3.2(m)로 매우 적어서 물의 Swell, Shrink 현상과 급수온도의 영향으로 제어하기 매우 어렵기 때문이다. 그러나 DCS(Distributed Control System)내의 한 부분인 공정감시제어를 위한 MMI(Man Machine Interface) Software를 사용하면 한사람이 증기발생기 수위제어 전 계통의 감시 및 제어가 가능하게 된다. 또한 과거나 현재의 변화 추이 및 문제점 분석은 물론, 계통의 결함 발생시 경보가 발생하여 경보발생 화면을 선택할 경우 어느 부분에서 결함이 발생했는지를 보여준다. 만약 이 화면을 운전원이 아닌 현장 Engineer가 보았을 경우는 결함부분의 확인 및 결함카드 보수가 가능하여 운전원들의 작업부담 감소와 이로 인한 다른 계통 점검 시간을 충분히 확보할 수 있다.

현재 개발이 진행중인 차세대원전의 MMIS 설계는 기존 원자력발전소와 달리 Compact Workstation 개념을 적용하고 있다. 그리고 차세대 원전 Compact Workstation의 설계 개념에 따르면, 안전 계통과 비안전 계통 모두를 동일한 제어기 (Soft Controller)로 제어하는 방식을 고려하고 있다. 따라서 Compact Workstation 고장시에 발전소를 안전하게 정지시키고 그 상태를 유지하기 위해서 Safety Console이 필요하며, 본 연구에서는 차세대원전의 MMIS 설계 개발의 일부로서 주제어실에 설치될 Safety Console을 설계하기 위하여, 우선적으로 Safety Console의 기능을 정의하고 안전 기기 제어 능력 그리고 디지탈 기기를 사용하는 데에 따른 공통모드고장 대처 방안을 평가하였다. 그 평가 결과로서 Safety Console에 대한 설계 기준 및 초기 설계 방향을 제안한다.

본 논문에서는 차세대 원자력발전소 주제어실에서 감시 및 제어용 디스플레이 기기의 증가에 따른 정보처리계통(Information Processing System)의 네트워크 부하 감소를 위해 주기적 Subscription방식의 통신 프로토콜을 구현하고, 실험을 통하여 실질적인 디스플레이 수와 각종 운전상태에 대해서 기존의 프로토콜에 비해 우수한 성능을 나타냄을 보였다.

본 논문에서는 차세대 원전 주제어실의 경보계통 설계를 위하여 적용하고자 하는 정보처리 기법들을 소개하고자 한다. 하나의 경보가 오직 한가지의 정보만을 나타내는 기존 경보시스템과는 달리 적절한 경보처리 기법을 적용하며 다양한 형태로 운전원에게 경보를 제공하여 발생 경보들에 대한 운전원의 인지도를 높여 발전소 과도상태시 발전소의 중요한 기능이나 계통 및 기기의 이상 상태를 빠르고 정확하게 진단하는 것을 목표로 하고 있다.

원전 운전에는 그 수행에 필요한 많은 직무가 있고, 직무가 어떤 것인가에 의해 운전원에게 할당되는 직무와 기계 즉, 자동화된 설비에 할당되는 직무로 분류된다. 차세대 원전에 적용할 전자식 절차서에서는 단순, 반복적인 직무는 자동화 설비에, 인간의 판단과 같은 고도의 사고를 요구하는 직무는 운전원에게 할당하여, 인지해야 하는 정보의 수가 많고, 해당 운전상황을 정확하게 판단해야 하는 비정상 및 비상 운전시 운전원의 작업부담 (Work-load) 를 줄이고자 하는 방향으로 개발이 진행되고 있다. 본 논문에서는 기존 원전에서 적용하고 있는 절차서의 수행과정을 절차서 수행에 필요한 직무가 어떤 것들이며, 운전원의 어떤 행위에 의해 수행되는지의 관점에서 이들을 정성적으로 분석, 전자식 절차서 시스템에 적용할 절차서 수행 모델을 개발하고, 아울러 전자식 절차서 인간-기계 연계 화면에서 제공하고자 하는 주요 운전변수들의 표시형태를 확인, 구현해 보았다.

운전원 훈련용 시뮬레이터의 국산화 개발계획에 따라 영광 원자력 3,4호기 발전소 운전원 훈련용 시뮬레이터가 국내 최초로 개발되었다. STK(space and time kinetics)와 RETACT (Real Time Advanced Core and Thermohydraulics)코드를 이용하여 영광 3,4호기 시뮬레이터의 실시간 NSSS 모델을 생성하였다. 생성된 모델의 검증(Verification Validation)을 위해 정상상태(Steady State)에서의 주요인자들이 ANS3.5의 오차범위이내임을 확인하였다. 과도상태(Transient)의 검증을 위해 터빈정지 과도상태와 주증기 관파열(Main Steam Line Rupture)사고를 실제 발전소 시험 데이터 및 성능해석 코드(NPA)를 이용하여 분석한 결과와 비교하였다. 비교 결과 기준발전소의 반응과 큰 차이 없이 운전원 훈련용 시뮬레이터의 규격인 ANS 3.5를 잘 만족함을 확인 할 수 있었다.

To determine the optimum pressurizer water level during normal operation for Kori unit 1, performance and safety analysis are peformed. The methodology is developed by evaluating "decrease in secondary heat removal" events such as Loss of Normal Feedwater accident. To demonstrate optimum pressurizer level setpoint, RETRAN-03 code is used for performance analysis. Analysis results of RETRAN following reactor trip are compared with the actual plant data to justify RETRAN code modelling, The results of performance and safety analyses show that the newly established level setpoints not only improve the performance of pressurizer during transient including reactor trip but also meet the design bases of the pressurizer volume and pressure. pressure.

The intelligent software system for nuclear power plants (NPPs) has been conceptually designed in this study. Its design goals are to operate NPPs in n improved manner and to support operators' cognitive tasks. It consists of six major modules such as "Information Processing," "Alarm Processing," "Procedure Tracking," "Performance Diagnosis," and "Event Diagnosis" modules for operators and "Malfunction Diagnosis" module for maintenance personnel. Most of the modules have been developed for several years and the others are under development. After the completion of development, they will be combined into one system that would be main parts of advanced control rooms in NPPs. that would be main parts of advanced control rooms in NPPs.

Temperature distribution measurements in the mockup apparatus of reactor vessel were performed to determine the effective thermal conductivity of porous media with different geometry and to obtain the experimental data for the heat transfer processes by natural convection occurring in the air duct. The temperature distributions at four separated sections with different arrangements of porous media have different slopes according to the geometrical configuration. From the measured temperature distribution, effective thermal conductivity have been derived using the least square fitting method. The test at air duct was performed to the high heat removal at 3.4kW/$m^2$ by the natural convection from the outer wall to the air. And also the temperature distributions in the air duct agree well with the 1/7th power-law turbulent temperature distribution. The obtained heat transfer data have been compared with the Shin's and Sieger's correlations.

현재 국내외 대부분 원자력발전소(이하 원전)의 안전주입방식은 저온관 주입방식을 채택하고 있으며, 안전주입시 노심의 온도와 압력분포가 주요 관심 대상이었다. 하지만 향후 개발될 원전의 안전주입방식은 저온관주입이 아닌 안전주입의 신뢰성을 한단계 높인 원자로용기 직접주입방식인 DVI(Direct Vessel Injection)방식을 채택하고 있는 추세인데, 이 경우 관심분야는 원자로용기 dowmcomer지역까지 확대된다. 즉 저온의 안전주입수가 고온 고압의 원자로용기 downcomer지역으로 직접 주입됨으로 인해 이 지역의 유체유동과 혼합상태 및 온도분포가 주요관심 대상이 되며 이는 원자로용기의 PTS(Pressurized Thermal Shock)해석에 연결된다. 본 연구에서는 LOCA 사고시 DVI방식을 적응한 안전주입수 유입에 의한 원자로용기 downcomer지역의 유제유동과 유체혼합상태 및 온도분포를 열유체 해석 code인 FLUENT를 이용하여 해석하였다. 해석결과에 의하면 사고시 DVI에 의해 유입되는 약55℉인 저온 안전주입수는 유입과 동시에 넓은 지역으로 퍼지면서 dowmcomer지역의 고온 원자로냉각재와 적절히 혼합되어 하향유로를 따라 흐르며 PTS의 발생 원인인 국부적 유체비혼합 현상이나 온도 급하강현상은 발생하지 않는 것으로 나타났다.

This paper presents a theoretical approach of the instability criterion from stratified to nonstratified flow in horizontal pipe at cocurrent flow conditions. The new theoretical instability criterion for the stratified and nonstratified flow transition in horizontal pipe has been developed by hyperbolic equations in two-phase flow, Critical flow condition criterion and onset of slugging at cocurrent flow condition correspond to zero and imaginary characteristics which occur when the hyperbolicity of a stratified two-phase flow is broken, respectively. Through comparison between results predicted by the present theory and the Kukita et al.[1] experimental data of pipes, it is shown that they are in good agreement with data.

To provide tile information ell severe accident progression is very important for advanced or new type of nuclear power plant (NPP) design. A parametric study, therefore was performed to investigate the effect of thermal hydraulic design parameters ell severe accident progression of pressurized water reactors (PWRs), Nine parameters, which are considered important in NPP design or severe accident progression, were selected among the various thermal hydraulic design parameters. The backpropagation neural network (BPN) was used to determine parameters, which might more strongly affect the severe accident progression, among mile parameters. For training. different input patterns were generated by the latin hypercube sampling (LHS) technique and then different target patterns that contain core uncovery time and vessel failure time were obtained for Young Gwang Nuclear (YGN) Units 3&4 using modular accident analysis program (MAAP) 3.0B code. Three different severe accident scenarios, such as two loss of coolant accidents (LOCAs) and station blackout(SBO), were considered in this analysis. Results indicated that design parameters related to refueling water storage tank (RWST), accumulator and steam generator (S/G) have more dominant effects on the progression of severe accidents investigated, compared to tile other six parameters.

In order to conduct the effective integration of computer-aided conceptual design for integrated nuclear power reactor, not only is a smooth information flow required, but also decision making fur both conceptual design and construction process design must be synthesized. In addition to the aboves, the relations between the one step and another step and the methodologies to optimize the decision variables are verified, in this paper especially, that is, scaling laws and scaling criteria. In the respect with the running of the system, the integrated optimization process is proposed in which decisions concerning both conceptual design are simultaneously made. According to the proposed reactor types and power levels, an integrated optimization problems are formulated. This optimization is expressed as a multi-objective optimization problem. The algorithm for solving the problem is also presented. The proposed method is applied to designing a integrated sub-critical reactors.

The interfacial shear stress is experimentally investigated for co-current air-water stratified flow in inclined rectangular channels having a length of 1854mm, width of 120mm and height of 40mm at almost atmospheric pressure. Experiments are carried out in several inclinations from $0^{\circ}\;up\;to\;10^{\circ}$. The local film thickness and the wave height are measured at three locations, i.e., L/H = 8,23, and 40. According to the inclination angle, the experimental data are categorized into two groups; nearly horizontal data group ($0^{\circ}\;{\leq}\;{\theta}\;{\leq}\;0.7^{\circ}$), and inclined channel data group ($0.7^{\circ}\;{\leq}\;{\theta}\;{\leq}\;10^{\circ}$). Experimental observations for nearly horizontal data group show that the flow is not fully developed due to the water level gradient and the hydraulic jump within the channel. For the inclined channel data group, a dimensionless wave height, $\Delta$h/h, is empirically correlated in terms of $Re_{G}$ and h/H. A modified root-mean-square wave height is proposed to consider the effects of the interfacial and wave propagation velocities. It is found that an equivalent roughness has a linear relationship with the modified root-mean-square wave height and its relationship is independent of the inclination.

비등이 발생하는 경사유로에서 이상유동 구조 파악을 위해 국부적 이상유동 변수의 측정이 이루어졌다. 국부 기포율, 국부 기포빈도, 국부기포속도 그리고 국부 기포크기와 같은 기상 관련 이상유동변수는 이중 전기전도도 탐침으로, 액상속도 분포는 Pilot tuba로 측정하였다. 유로의 경사도가 이상유동 구조에 미치는 영향을 파악하기 위해 실험은 수직, 수직으로부터 30도 경사도 및 60도 경사도에서 유량과 열유속을 변화시켜가며 수행하였으며 유동변수의 측정은 경사진 경우에 측면 방향으로의 대칭성을 고려하여 유로 반 단면내 총 91개 지점에서, 수직인 경우에는 13개 지점에서 이루어졌다. 유동조건은 1.4m/s 이하의 평균 액상 겉보기 속도에 제한되었고 유로내 압력은 대기압이며 유동양식은 미포화 비등에 국한되었다. 측정된 이상유동 변수의 분포를 이용하여 경사유로에 적용할 수 있는 distribution parameter와 drift velocity 같은 dirft flux parameter에 대한 상관식이 개발되었다.

For hydrogen management in severe accidents with degraded nuclear core of PWR's, several experiments have been performed in the SNU hydrogen mixing facility. The objectives are understanding the extent of hydrogen mixing and analyzing the effects of factors which dominate uniform or non-uniform mixing at compartments in the containment building. The facility represents on a 1/11th linearly scaled model of the YGN unit 3&4, hydrogen was simulated by helium. Because there are the gaps between safety injection tank and compartment layers in the containment, the test facility was constructed in three dimentinal mode for analyzing of mixture behavior through the gaps. From the experimental results we could conclude that overall hydrogen concentration distributed uniformly in the free volume of the test compartment, but fluctuated in the gaps. This paper is focused on experimental result from several experiment.

This paper presents the hydraulic characteristics measured by using LDV(Laser Doppler Velocimetry) in subchannels of a HANARO, KAERI research reactor, fuel bundle. The fuel bundle consists of 18 axially finned rods with 3 spacer grids, which are arranged in cylindrical configuration. The effects of the spacer grids on the turbulent flow were investigated by the experimental results. Pressure drops fer each component of the fuel bundle were measured, and the friction factors of fuel bundle and loss coefficients for the spacer grids were estimated from the measured pressure drops. Implications regard ins the turbulent thermal mixing were discussed. Vibration test results measured by using laser vibrometer were presented.

환상형 이중벽 증기발생기와 환상형 전자펌프 신개념을 개발하여 중간열교환계통과 소듐 배관이 없는 단순하고 밀집된 형태의 액체금속로인 SAILMER 노형 개념을 제안하였다. 금속핵연료를 사용하는 모듈형으로 증기발생기에서의 소듐과 물 반응사고에 대비한 연구와 제작기술을 제고시키면 이 노형은 경제성과 고유안전성을 동시에 구현할 수 있다.

국내개발 액체금속로 KALIMER 노심으로 설계한 전기출력 150 MWe (열출력 392 MWth)의 U-Zr이원합금핵연료 사용 소형노심에 대하여 열수력 특성을 분석하고, 그 결과를 전기출력 333 MWe (열출력 840 MWth)의 중형노심설계 특성과 비교ㆍ분석하였다. 분석에는 국내개발 액체금속로 KALIMER 노심설계기술 개발의 일환으로서 개발한 개념설계 초기 단계에서의 노심 열수력 특성 분석 방법을 사용하였다. 열수력 특성 분석은 먼저 각 집합체의 최고 선출력에 따라 유량그룹을 설정하고, 각 집합체의 최고온도 연료봉에 대하여 냉각재 온도, 피복관 중심온도, 핵연료 중심온도 등을 계산하는 방식으로 수행하였다. 특성분석 결과 두 노심 모두 노심내 출력분포를 더욱 평탄화 하고, 노심핵연료 영역에 대한 반경방향 블랑？ 영역의 출력비율을 높이는 작업이 필요하다.

A total of 386 critical flow data points from 19 runs of 27 runs in the Marviken Test were selected and compared with the predictions by the correlations based on the critical flow scaling parameters. The results show that the critical mass flux in the very large diameter pipe can be also characterized by two scaling parameters such as discharge coefficient and dimensionless subcooling( $C_{d, ref}$ and $\Delta$ $T^{*}$$_{sub}$). The agreement between the measured data and the predictions are excellent.t.ons are excellent.t.

A CANFLEX(CANdu FLEXible fuelling) 43-element bundle has developed for a CANDU-6 reactor as an alternative of 37-element fuel bundle. The design has two diameter elements (11.5 and 13.5㎜) to reduce maximum element power rating and buttons to enhance the critical heat flux(CHF), compared with the standard 37-element bundle. The freon CHF experiments have performed for two series of CANFLEX bundles with and without buttons with a modelling fluid as refrigerant H-l34a and axial uniform heat flux condition. Evaluating the effects of buttons of CANFLEX bundle on CHF and Critical Channel Power(CCP) with the experimental results, it is shown that the buttons enhance CCP as well as CHF. All the CHF's for both the CANFLEX bundles are occurred at the end of fuel channel with the high dryout quality conditions. The CHF enhancement ratio are increased with increase of dryout quality for all flow conditions and also with increase of mass flux only lot high pressure conditions. It indicates that the button is a useful design lot CANDU operating condition because most CHF flow conditions for CANDU fuel bundle are ranged to high dryout quality conditions.

A CHF table method has been assessed in this study for rod bundle CHF predictions. At the conceptual design stage for a new reactor, a general critical heat flux (CHF) prediction method with a wide applicable range and reasonable accuracy is essential to the thermal-hydraulic design and safety analysis. In many aspects, a CHF table method (i.e., the use of a round tube CHF table with appropriate bundle correction factors) can be a promising way to fulfill this need. So the assessment of the CHF table method has been performed with the bundle CHF data relevant to pressurized water reactors (PWRs). For comparison purposes, W-3R and EPRI-1 were also applied to the same data base. Data analysis has been conducted with the subchannel code COBRA-IV-I. The CHF table method shows the best predictions based on the direct substitution method. Improvements of the bundle correction factors, especially for the spacer grid and cold wall effects, are desirable for better predictions. Though the present assessment is somewhat limited in both fuel geometries and operating conditions, the CHF table method clearly shows potential to be a general CHF predictor.

An analytical and experimental investigation has been performed on the heated length-to-diameter effect on critical heat flux for fixed exit conditions. A L/D correction factor is developed by applying artificial neural network and conventional regression techniques to the KAIST CHF data base. In addition, experiment is being performed to validate the developed L/D correction factor with independent data. Assessment shows that the developed correction factor is promising for practical applications.

This paper presents a prediction of critical heat flux (CHF) in bubbly flow regime using dry-spot model proposed recently by authors for pool and flow boiling CHF and existing correlations for forced convective heat transfer coefficient, active site density and bubble departure diameter in nucleate boiling region. Without any empirical constants always present in earlier models, comparisons of the model predictions with experimental data for upward flow of water in vertical, uniformly-heated round tubes are performed and show a good agreement. The parametric trends of CHF have been explored with respect to variations in pressure, tube diameter and length, mass flux and inlet subcooling.

Based on the bubble coalescence adjacent to the heated wall as a flow structure for CHF condition, Chang and Lee developed a mechanistic critical heat flux (CHF) model for subcooled flow boiling. In this paper, improvements of Chang-Lee model are implemented with more solid theoretical bases for subcooled and low-quality flow boiling in tubes. Nedderman-Shearer's equations for the skin friction factor and universal velocity profile models are employed. Slip effect of movable bubbly layer is implemented to improve the predictability of low mass flow. Also, mechanistic subcooled flow boiling model is used to predict the flow quality and void fraction. The performance of the present model is verified using the KAIST CHF database of water in uniformly heated tubes. It is found that the present model can give a satisfactory agreement with experimental data within less than 9% RMS error.

A thermal sizing code, named as HSGSA (Helical coil Steam Generator Sizing Analyzer), for a sodium heated helical coil steam generator is developed for KALIMER (Korea Advanced LIquid MEtal Reactor) design. The theoretical modeling of the shell and tube sides is described and relevant correlations are presented. For assessment of HSGSA, a reference plant design case is compared to the calculational outputs from HSGSA simulation.

범용 전산유체해석(Computational Fluid Dynamics) 코드인 CFX-F3D를 이용하여 봉 다발에서의 난류 유동 수치해석을 수행하였다 3$\times$3 봉으로 구성된 부수로 사이의 난류 횡류(Crossflow) 혼합유동과 평행한 4개의 봉으로 이루어진 벽 수로에서의 난류 유동구조를 수치적으로 분석하여 각각의 실험결과와 비교하였다. 부수로 횡류 혼합유동의 경우 예측된 주 유동방향 평균 속도분포는 실험결과와 잘 일치하였으나 벽면과 인접한 부수로에서의 난류강도 분포는 다소 큰 차이가 나타났다. 백수로의 경우 수로 중심선 근처의 주 유동방향의 속도변화는 크게 예측되었고 벽 전단응력은 유로가 협소해지는 영역에서 낮게 예측되었으나 전반적으로 실험결과와 유사한 유동특성을 나타냈다. 이 연구는 봉 다발에서의 난류 유동구조에 대한 이해를 증진시킴과 더불어 CFX-F3D 코드를 평가함으로써 향후 지지격자와 임계열유속 증진장치가 부착된 복잡한 형상의 핵연료 다발에서의 유동장 수치해석의 기반을 마련하였다.

기존 냉각수 주입 계통의 안전성 및 신뢰도를 높이려는 노력에서 미국, 일본, 이태리 등 여러 나라에서는 증기 주입기에 대한 분석 기법 개발과 실험을 통한 연구가 활발하게 진행되고 있다. 이들이 이상 유동 현상이 일어나는 혼합 노즐을 해석하기 위해 사용한 방법은 제어체적 분석기법으로, 이 분석 방법에서는 응축 메커니즘을 고려할 수 없다. 본 연구에서는 이러한 사항을 개선하기 위해 혼합 노즐 해석시 one dimensional two fluid model을 적용하여 상간의 운동량 및 에너지 전달을 고려함으로써 비교적 정확하게 해석 모델 및 코드를 개발하였고, 출력 변수인 방출 압력과 방출 온도를 계산하였으며, 개발한 해석 코드를 검증 및 분석을 하기 위해 ANL 실험자료를 근거로 하였다. 개발한 코드에 의해 계산된 방출 압력은 ALN 실험치에 비해 높은 경향을 보여 주었지만 ANL에서 제어 체적 분석 기법을 적용하여 이론식으로 계산한 값보다는 비교적 정확한 경향을 보여 주었다.

HP Workstation 및 IBM PC에서 사용 가능한 부수로 해석 코드 MATRA $\alpha$-버전을 개발하였다. 이 코드는 정확도 향상 및 사용자 편리를 위해 COBRA-IV-I코드에 비해 여러가지 기능들이 추가되었으며, 코드의 적용 범위를 신형원자로의 비정방형 집합체 노심에 확장할 수 있도록 압력손실 모형 등이 개선되었다. 또한 이상 유동장에서의 예측 정확도 향상을 위하여 부수로 잔의 횡방향 전달 모형을 개선하였다. 코드의 예측 성능을 평가하기 위해 세 중류의 집합체 유동분포 및 엔탈피 분포 실험 자료와 비교하였으며, 그 결과 기존의 COBRA-IV-I코드보다 향상된 결과를 보였다.

The condonation models in the standard RELAP5/MOD3.2 code are assessed and improved based on the database, which is constructed from the previous experimental data on various condonation phenomena The default model the laminar film condonation in RELAP5/MOD3.2 does not give any reliable predictions, and its alternative model always predicts higher values than the experimental data Therefore, it is needed to develop a new correlation based on the experimental data of various operating ranges in the constructed database. The Shah correlation, which is used to calculate the turbulent film condensation heat transfer coefficients in the standard RELAP5/MOD3.2, well predicts the experimental data in the database. The horizontally stratified condonation model of RELAP5/MOD3.2 overpredicts both cocurrent and countercurrent experimental data The correlation proposed by H.J.Kim predicts the database relatively well compared with that of RELAP5/MOD3.2 The RELAP5/MOD3.2 model should use the liquid velocity for the calculation of the liquid Reynolds number and be modified to conifer the effects of the gas velocity and the film thickness.

The COBRA/RELAPS code, an integrated version of the COBRA-TF and RELAP5/MOD3 codes, has been developed for the realistic simulations of complicated, multi-dimensional, two-phase, thermal-hydraulic system transients in light water reactors. Recently, KAERA developed an unified version of the COBRA/RELAP5 code, which can run in serial mode on both workstations and personal computers. This paper provides the brief overview of the code integration scheme, the recent code modifications, the developmental assessments, and the future development plan.

One of important inconsistencies in the six-equation model predictions has been found to be the force experienced by a single bubble placed in a convergent stream of liquid. Various sets of governing equations yield different amount of forces to hold the bubble stationary in a convergent nozzle. By using the first order potential flow theory, it is found that the six-equation model can not be used to estimate the force experienced by a deformed bubble. The theoretical value of the particle stress of a bubble in a convergent nozzle flow has been found to be a function of the Weber number when bubble distortion is allowed. This force has been calculated by using different sets of governing equations and compared with the theoretical value. It is suggested in this study that the bubble size distribution function can be used to remove the presented inconsistency by relating the interfacial variables with different moments of the bubble size distribution function. This study also shows that the inconsistencies in the thermal-hydraulic governing equation can be removed by mechanistic modeling of the phasic interface.

A simple dynamic model is developed for the transient simulation of the nuclear power reactor. The dynamic model includes the normalized neutron kinetics model with reactivity feedback effects and the core thermal-hydraulics model. The main objective of this paper demonstrates the capability of the developed dynamic model to simulate various important variables of interest for a nuclear power reactor transient. Some representative results of transient simulations show the expected trends in all cases, even though no available data for comparison. In this work transient simulations are performed on a microcomputer using the DESIRE/N96T continuous system simulation language which is applicable to nuclear power reactor transient analysis.

The thermal-hydraulic effects of removing the RCC guide thimble plugs are evaluated for 8 Westinghouse type PWR plants in Korea as a part of feasibility study: core outlet loss coefficient, thimble bypass flow, and best estimate flow. It is resulted that the best estimate thimble bypass flow increases about by 2% and the best estimate flow increases approximately by 1.2%. The resulting DNBR penalties can be covered with the current DNBR margin. Accident analyses are also investigated that the dropped rod transient is shown to be limiting and relatively sensitive to bypass flow variation.

This Paper Presents an effective and simple procedure for the simulation of the motion of the solid-liquid interfacial boundary and the transient temperature field during phase change process. To accomplish this purpose, an iterative implicit solution algorithm has been developed by employing the dual reciprocity boundary element method. The dual reciprocity boundary element approach provided in this paper is much simpler than the usual boundary element method applying a reciprocity principle and an available technique for dealing with domain integral of boundary element formulation simultaneously. The effectiveness of the present analysis method have been illustrated through comparisons of the calculation results of an example with its semi-analytical or other numerical solutions where available.

FLECHT-SEASET 실험을 이용하여 냉각재상실사고시 Reflood에 대한 TRAC-PF1 전산코드의 예측 능력을 평가하였다. FLECHT-SEASET 실험 장치는 3.657m(12 ft) 높이 161개 전열 봉으로 이루어 져 있으며, 다양한 재관수율, 계통압력, 초기 피복재온도, 재관수온도 노심내 반경방향 출력분포 둥의 조건에 따라 수행된 실험이다. TRAC-PF1은 비균질 비평형 이상유동 열수력(Nonhomogeneous Non-equilibrium Two-Fluid Hydrodynamic)모델을 사용하고 원자로 압력용기는 3차원으로 모델할 수 있는 최적전산코드로서, 이 평가 계산에는 HP Version이 사용되었다. 본 연구에서는 재관수율 변화에 따라 달라지는 연료봉 최대 피복재온도와 Quench 시간에 대한 TRAC-PF1 전산코드의 예측 능력을 중점적으로 평가하였다. 계산 결과 TRAC-PF1은 최대 피복재온도는 약 20-100$^{\circ}$K 낮게, Quench 시간은 실험치와 비교하여 약 40-150초 정도 늦게 예측하는 것으로 나타났는데, 재관수율이 낮을수록 최대피복재 온도는 낮게, Quench 시간은 늦게 예측하는 경향을 보이고 있다. 또한 재관수율이 3 in/sec 이상에서 노심 상부가 일찍 Quenching 되는 것으로 계산되는데, 이는 노심상부 열전달 Regime의 부적절한 계산이 원인으로 보인다.

중소형 일체형 원자로의 자연대류 실험 및 해석을 통해 일체형 원자로의 자연대류에 의한 잔열제거 기능의 특성 및 피동 안전성을 파악하였다. 이를 위해 일체형 원자로 축소 실험장치를 이용한 자연대류 실증 실험을 수행하였으며, 실험 결과를 RETRAN-03와 COMMIX-1B 코드 해석 결과와 비교, 검증하였다. 실험 결과 일부 증기발생기의 열제거 기능 상실이 발생한 경우에도 노심으로 유입되는 냉각재의 온도가 균일하게 분포하여 피동 잔열 제거가 원만히 일어남을 알 수 있었고 해석 결과와 일치하였다.

The work reported in this paper identifies the thermal-hydraulic phenomena that are expected to occur during a number of key transients in SMART(System-integrated Modular Advanced ReacTor) which is under development at KAERI. The result of this effort is based on the current design concept of SMART integral reactor. Although the design is still evolving, the preliminary phenomena Identification and Ranking Table(PIRT) has been developed based on the experts' knowledge and experience. The preliminary PIRT has been developed by consensus of KAERI expert panelists and AHP(Analytical Hierarchy Process). Preliminary PIRT developed in this paper is intended to be used to identify and integrate development areas of further experimental tests needed, thermal hydraulic models and correlations and code improvements for the safety analysis of the SMART.

An oxide fuel small size core (1200 MWt) was analyzed in comparison with a large size core (3600 MWt) in order to evaluate the size effects on transient safety performances of liquid-metal reactors (LMRs). in the first part of the study, main static safety parameters (i.e., Doppler coefficient, sodium void effect, etc.) of the two cores were characterized, and the second part of the study was focused on the dynamic behavior of the cores in two representative transient events: the unprotected loss-of-flow(ULOF) and the unprotected transient overpower (UTOP). Margins to fuel molting and sodium boiling have been evaluated for these representative transients. Results show that the small core has a generally better or equivalent level of safety performances during these events.

Fission product release (FPR) assessment for End Fitting Failure (EFF) in CANDU reactor loaded with CANFLEX-natural uranium (NU) fuel bundles has been peformed. The predicted results are compared with those for the reactor loaded with standard 37-element bundles. The total channel I-131 release at the end of transient for EFF accident is calculated to be 380.8 TBq and 602.9 TBq for the CANFLEX bundle and standard bundle channel cases, respectively. They are 4.9% and 7.9% of the total inventory, respectively. The lower total releases of the CANFLEX bundle O6 channel are attributed to the lower initial fuel temperatures caused by the lower linear element power of the CANFLEX bundle compared with the standard bundle.

계통분석 코드인 RELAP5/MOD3와 격납용기 분석 코드인 CONTEMPT4/MOD5에 피동형 격납용기 열전달 모델을 추가하여 개선한 CONTEMP4/MOD5/PCCS 코드를 이용하여 피동형원자로의 원자로 계통과 격납용기의 열수력 연계해석을 위한 통합코드를 구성하였다. 두 코드는 process 제어의 개념을 이용하여 각 코드의 특성을 유지시키면서 explicit coupling되게 하였으며 통합코드를 1000MWe급 피동형 원전의 냉각재 상실사고분석에 적용시켜 검증하였다 통합코드는 원자로 계통과 격납용기의 계산을 동시에 수행함으로써 얻을 수 있는 격납용기-계통 간의 열수력 현상을 파악 할 수 있게 하여줌으로써 피동형 원전의 열수력 분석도구로서 사용할 수 있는 것으로 분석되었다.

한국형 차세대 원자로(KNGR)는 안전주입계통에 Advanced Design features를 채택하고 있는데, 그 중의 하나가 안전주입의 주입구를 Downcomer Annulus의 상부에 위치시킨 Direct Vessel Injection(DVI)으로서 영광 및 울진 3&4호기의 Cold Leg Injection(CLI)과는 다른 설계 개념이다. 본 논문에서는 DVI가 채택된 KNGR에 대하여 기존의 C-E형 발전소 해석에 적용한 C-E Evaluation Model(EM)을 사용하여 대형파단 냉각재상실사고를 해석해 보고자 하였다. 먼저 DVI의 Modeling은 KNOGR의 참조 발전소라 할 수 있는 System80+에서 Modeling한 것과 같이 CLI 해석에 사용한 Nodalization Scheme 중 Cold Leg Node에 연결된 SIT 만을 Downcomer Annulus Node에 연결하는 방법을 사용하여 DVI 해석을 수행하였다. 아울러 기존의 안전주입 형태인 CLI에 대한 해석을 KNGR에 대해 병행하여 수행함으로써 DVI와 CLI의 ECCS performance를 비교하고 CLI 대비 DVI의 특성을 알아보았다. 또한 DVI의 해석에 있어서 SIT와 Cold Leg이 함께 연결되는 Downcomer Annulus Node를 상하 2개로 분리하여 SIT와 Cold Leg 각각에 연결시킴으로써 DVI 주입구의 위치에 대한 보다 정확한 Modeling을 시도하였다. 그 결과 DVI 주입구의 높이를 고려한 경우가 DVI의 일반적 물리 현상에 근접하게 계산되는 것으로 판단되나 현재로서는 특별한 검증 수단이 없으므로 향후 Licensing 해석 수행에 앞서 방법론을 포함한 이에 대한 보다 심도 있는 검토가 필요할 것으로 판단된다.

LAVA(Lower-plenum Arrested Vessel Attack) 실험은 중대사고시 고온의 노심 용융물이 냉각수가 존재하는 원자로 용기 하부 반구내로 재배치되는 경우 노심 용융물과 하부반구의 열적 거동 모사와 노심용융물과 하부 반구 사이의 구조 분석 및 고화 후의 용융물형상에 대한 관측을 통하여 노심용융물의 자연 냉각 현상을 규명하고자 하는 실험 연구이다. 원자로 용기 하부 반구를 1/8로 선형 축소한 반구형 반응 용기 내부로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입하여 용융물과 하부 반구 사이의 구조 및 하부 반구의 열적 거동을 분석하는 실험을 2회 수행하였다. 각각 20, 40kg의 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입시 킨 LAVA_PRE, LAVA-1 실험 결과 용융물 주입에 따른 하부 반구의 파손은 발생하지 않았으며, 유사한 실험조건에서 수행된 일본 ALPHA실험에 비해서는 하부 반구의 최대 온도가 500 K 이상 높게 측정되었고 냉각율 또한 현저히 낮게 나타났다. 이는 $Al_2$O$_3$/Fe Thermit 용융물중 과열상태의 Fe성분이 하부 반구와 용접되었기 때문으로 판단되며 보다 정확한 하부 반구의 열적거동을 모사하기 위하여 반구 시편에 대한 재료, 조직 검사를 수행하고 있다. 추후의 실험에서는 하부 반구 내외부의 압력 부하에 따른 반응 양상 및 Fe 용융물(금속용융물) 성분을 제거하고 순수한 $Al_2$O$_3$용융물(산화용융물) 만을 주입하여 용융물 성분에 따른 하부 반구의 열적거동을 분선 할 예정이다.

반구형 간극에서 히터 출력이 임계열유속(CHF)에 이르렀을 때 히터표면의 온도 변화와 CHF 값을 측정하였다. 반구형 히터의 직경은 498mm 이고 간극은 1, 2mm 에서 실험을 수행하였다. 히터표면의 온도는 항상 간극상단의 특정 부분에서부터 증가하기 시작하였다. 즉, 이곳에서 국부적인 dryout이 발생한 것으로 판단된다. 히터의 열속이 증가함에 따라 dryout 부분은 원주방향과 아래방향으로 확장되었다. 한편 임계열유속보다 작은 열속에서는 dryout 영역이 변하지 않는 정상상태가 존재하였으나 임계열유속에서는 열속이 고정되어 있어도 dryout 영역이 스스로 확장되어 나갔다. 이 실험은 계속 진행중이며 현재까지 측정된 CHF 값을 제시하였다. CHF 값은 간극을 대상으로 개발된 기존의 실험식보다 낮게 측정되었다.

원전의 중대사고 발생시 형성될수 있는 노심용융물의 고화피막층을 동반하는 용융물의 자연대류 열절달 특성에 대한 실험결과를 정밀 분석하고, 이에 대한 해석적 연구를 수행하였다. 본 연구대상 실험은 종횡비가 작은 경우와 큰 경우에 대하여 용융물을 자연대류와 강제대류로서 냉각하는 조건에서 경계조건에 따른 용융물의 피막층 두께를 측정하였고, 피막층 주변의 열전달량을 측정ㆍ분석한 것이다. 실험결과를 정밀 분석한 결과, 용융물의 고화 피막층 형성이 용융물의 자연대류 열전달양에 많은 영향을 미쳤으며, 종횡비가 큰 경우는 냉각 조건도 자연대류 열전달 양에 다소 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 고화층 두께 증가에 따른 종횡비 감소는 자연대류 열전달양 감소율을 작게하는 것으로 나타났다. 피막층 형성이 있는 용융물의 자연대류 열전달 해석 결과, 실험에서의 열손실 때문에 용융물의 고화 피막층 두께가 실험결과보다 다소 작게 나타났으며, 자연대류 열전달 흐름이 피막층 형성에 미치는 것으로 나타났다.

본 논문에서는 초음속연소 발생 기준에 대해 ABB-CE에서 System80+에 적용한 방법론과 W. Breitung 등이 최근 실험자료를 이용하여 제시한 방법론에 대한 모델의 특징을 비교ㆍ분석하였다. W. Breitung 등이 제시한 방법론을 이용한 격납건물내에서 존재할 수 있는 여러 격실크기에서 수소농도를 가정하여 초음속연소 가능성 평가 수행 및 초음속연소 발생 평가절차를 제시하였다.

To enhance the safety of nuclear power plants, implementation of accident management has been suggested as one of most important programs. Specially, accident management strategies are suggested as one of key elements considered in development of the accident management program. In this study, generally applicable accident management strategies to domestic nuclear power plants are identified through reviewing several accident management programs for the other countries and considering domestic conditions. Identified strategies are as follows; 1) Injection into the Reactor Coolant System, 2) Depressurize the Reactor Coolant System, 3) Depressurize the Steam Generator, 4) Injection into the Steam Generator, 5) Injection into the Containment, 6) Spray into the Containment, 7) Control Hydrogen in the Containment. In addition, the systems and instrumentation necessary for the implementation of .each strategy are also investigated.

원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융물사고의 영향을 검토하기 위하여 기초적인 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 노심용융물양과 경계조건 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도와 응력 분포와 Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다. 이때 재료물성치는 기존 문헌에 제시된 온도 의존적인 값을 선정하여 사용하였으며, 노심용융물양과 경계조건이 원자로 압력용기의 건전성에 미치는 영향을 비교 고찰하여 향후 연구방향을 도출하였다.

This paper presents the current state of knowledge on molten material relocation into the lower plenum. Consequences of movement of material to the lower head are considered with regardt to the potential for reactor pressure vessel failure from both thermal hydraulic and mechanical standpoints. The models are applied to evaluating various in-vessel retention strategies for the Korean Standard power plant (KSNPP) reactor The results are summarized in terms of thermal response of the reactor vessel from the very relevant severe accident management perspective.

In the TMI-2 accident, approximately twenty(20) tons of molten core material drained into the lower plenum. Early advanced light water reactor (LWR) designs assumed a lower head failure and incorporated various measures for ex-vessel accident mitigation. However, one of the major findings from the TMI-2 Vessel Investigation Project was that one part of the reactor lower head wall estimated to have attained a temperature of 1100$^{\circ}C$ for about 30 minutes has seemingly experienced a comparatively rapid cooldown with no major threat to the vessel integrity. In this regard, recent empirical and analytical studies have shifted interests to such in-vessel retention designs or strategies as reactor cavity flooding, in-vessel flooding and engineered gap cooling of the vessel Accurate thermohydrodynamic and creep deformation modeling and rupture prediction are the key to the success in developing practically useful in-vessel accident/risk management strategies. As an advanced in-vessel design concept, this work presents the COrium Attack Syndrome Immunization Structures (COASIS) that are being developed as prospective in-vessel retention devices for a next-generation LWR in concert with existing ex-vessel management measures. Both the engineered gap structures in-vessel (COASISI) and ex-vessel (COASISO) are demonstrated to maintain effective heat transfer geometry during molten core debris attack when applied to the Korean Standard Nuclear Power Plant(KSNPP) reactor. The likelihood of lower head creep rupture during a severe accident is found to be significantly suppressed by the COASIS options.

This paper presents results of experimental studies on the heat transfer and solidification of the molten metal pool with overlying coolant with boiling. The metal pool is heated from the bottom surface and coolant is injected onto the molten metal pool. As a result, the crust, which is a solidified layer, may form at the top of the molten metal pool. Heat transfer is accomplished by a conjugate mechanism, which consists of the natural convection of the molten metal pool, the conduction in the crust layer and the convective boiling heat transfer in the coolant. This work examines the crust formation and the heat transfer rate on the molten metal pool with boiling coolant. The simulant molten pool material is tin (Sn) with the melting temperature of 232$^{\circ}C$. Demineralized water is used as the working coolant. The crust layer thickness was ostensibly varied by the heated bottom surface temperature of the test section, but not much affected by the coolant injection rate. The correlation beかeon the Nusselt number and the Rayleigh number in the molten metal Pool region of this study is compared against the crust formation experiment without coolant boiling and the literature correlations. The present experimental results are higher than those from the experiment without coolant boiling, but show general agreement with the Eckert correlation, with some deviations in the high and low ends of the Rayleigh number. This discrepancy is currently attributed to concurrent rapid boiling of the coolant on top of the metal layer.

중대사고시 핵연료와 핵분열생성물의 거동을 파악하기 위한 PHEBUS FPT-1실험을 MELCOR 코드로 해석함으로써 코드의 모의 능력 및 실험의 최근 연구 동향과 측정의 타당성을 파악할 수 있었다. 노심을 포함한 전 계통의 열수력 거동에 대한 모의 결과는 측정 자료와 비교ㆍ분석하여 매우 타당한 결과를 얻은 것으로 판단되었다.

본 연구에서는 IFC6.0코드 검증과 개선점 파악을 목적으로 유럽공동체 연구소 JRC-Ispra에서 수행한 Faro L-14실험을 모의하였으며 이는 ISP-39 참여하에 수행하였다. ISP-39는 용융물과 냉각재 반응 시 용융물 냉각 현상에 있어 관련 해석 코드를 검증하고 각 코드의 한계점을 파악하는데 그 목적을 두고 있다. 계산 결과 용기 내 압력상승 및 냉각재 상승에 관한 경향은 잘 모의하고 있다. 한편 절대값에 있어 실험치에 미치지 못하는 것은 냉각재와의 혼합 시 용융물의 분쇄가 실제보다 덜 예측되고 이에 따른 열전달량의 예측 미달로 인한 것으로 보이며 결국 Lagrangian코드개발의 필요성이 확인되었다.

본 연구에서는 울진 3, 4호기 보조급수계통의 1/4 다중안전계통에 대해 기기불이용도식을 유도하여 점검주기 변화에 따른 기기 불이용도를 평가하였고 계통단계에서는 IRRAS Code를 사용하여 계통 불이용도를 평가하였다. 그리고 선형 열화 모델을 이용하여 잦은 점검으로 인한 역효과가 계통 및 기기 불이용도에 미치는 영향을 평가하였다. 상기 역효과를 고려하였을 경우 점검주기 변화에 따른 기기 및 계통의 불이용도는 거의 유사한 경향을 보였고 점검주기가 대략 2개월에서 기기 및 계통 불이용도가 낮게 나타났다.

고리 3,4호기 및 영광 1,2호기 PSA Ⅰ단계 수행 결과 ATWT에 대한 노심 손상 확률은 다른 사건에 비해 상대적으로 적어 소홀히 취급될 수 있으나 전체적인 노심 손상 확률 저감을 위해 본 연구에서는 ATWT 사건 중 터빈 정지시 원자로 정지불능을 선정하여 HRA를 수행하였다. HRA 수행의 첫째 과정은 위에서 선정한 사건에 대해 시나리오를 가정하고 이를 4개 그룹의 주제어실 운전원들에게 적용하여 모의 제어반을 이용한 훈련을 실시하였으며 운전원 조치 과정중의 행동관찰, 훈련결과, 개별 면담 등을 통해 국내 운전원 특성에 맞는 HRA의 기초자료를 얻었다. 두 번째 과정은 위의 결과 및 절차서에 근거하여 PSF 고려 유무에 따라 실패 확률의 정량적 평가와 불확실성 분석을 수행하여 ATWT에 대한 HRA 수행 자료로 활용 가능하도록 하였으며, 끝으로 ATWT 영향 완화를 위한 대안을 제시함으로서 노심 손상 확률을 감소시키기 위한 기초가 되도록 하였다.

본 논문은 확률론적 안전성 평가(Probabilistic Safety Assessment) 에서 수행하고 있는 현존 인간 신뢰도 분석(Human Reliability Analysis)의 현황과 기법의 한계점을 설명하고, 인적오류 분석(Human Error Analysis: HEA)의 필요성과 그 내용을 제시하였다. 그리고, 현재까지 개발된 인적오류 분석 기법 중 7가지 기법을 간략히 소개하고, 각 기법의 적용 범위, 오류 분석 구조, 분석 대상, 오류 분석 범위, 기반 모형 둥에 대해서 상호 비교한 결과를 제시하였다.

본 논문에서는 영광 3,4호기의 초기 부분충수 운전중 정지냉각 상실 사건에 대하여 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment; PSA)를 수행하였다. 1단계 PSA 결과인 노심손상빈도에 크게 영향을 끼치는 인간행위는 THERP(technique for human error rate prediction)를 사용하여 평가하였고, 사고경위는 KIRAP(KAERI integrated reliability analysis code package)을 이용하여 정량화하였다. 영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각 상실 사건에 대한 예비적인 PSA 결과, 노심손상 빈도는 1.43E-6로 평가되었고 노심손상 빈도에 주요하게 기여하는 것은 원자로 냉각재 보충에 대한 운전원의 진단 실패로 나타났다. 노심손상빈도를 감소하는 방안의 하나는 운전원의 진단오류 확률을 낮추기 위해 노심손상까지의 운전원 여유시간을 확장하는 것이다. 그러나 보다 구체적인 결과는 분석에 필요한 여러 가지 자료들을 검토하고 PSA를 다시 수행해야 얻을 수 있을 것으로 판단된다.

인간신뢰도분석 절차인 SHARP(Systematic Human Action Reliability Procedure)와 인간행위 정량화 방법인 THERP(Technique for Human Error Rate Prediction)를 토대로 하고 원자력발전소의 저출력/정지 운전의 특징적인 상황을 반영하여 가압 경수로의 저출력/정지운전의 PSA를 위한 인간신뢰도분석 절차서를 개발하였다. 개발된 인간신뢰도분석 절차서의 주요사항은 다음과 같다; 1) 원자력발전소의 이상사태에 대응하는 운전원 행위는 두 개의 기본사건인 진단실패와 수행실패 사건으로 모델링 한다. 2) 절차서에 없는 행위이라도 일부 운전원이 그 행위에 대한 절차와 조건을 알고 있으면 그 행위에 대해 성공가능성을 고려한다. 3) 인간신뢰도분석시 본 연구에서 개발된 표(work sheet)의 사용으로 인간행위 정량화 과정에 대한 타당성 및 신뢰성을 제고시키고 정량화과정을 쉽게 추적할 수 있다. 4) 인간신뢰도분석자의 판단이 필요한 부분에 결정수목을 사용하기 때문에 인간신뢰도 분석 시 개입될 수 있는 분석자의 주관성을 일정부분 배제할 수 있고 일관된 인간신뢰도분석을 수행 할 수 있다.

Previous MELCOR and SCDAP/RELAP5 nodalizations for simulating the counter-current, natural circulation behavior of vapor flow within the RCS hot legs and SG U-tubes when core damage progress can not be applied to the steady state and water-filled conditions during the initial period of accident progression because of the artificially high loss coefficients in the hot legs and SG U-tubes which were chosen from results of COMMIX calculation and the Westinghouse natural circulation experiments in a 1/7-scale facility for simulating steam natural circulation behavior in the vessel and in the hot leg and SG during the TMLB' scenrio. The objective of this study is to develop a natural circulation modeling which can be used both for the liquid flow condition at steady state and for the vapor flow condition at the later period of in-vessel core damage. For this, the drag forces resulting from the momentum exchange effects between the two vapor streams in the hot leg was modeled as a pressure drop by pump model. This hot leg natural circulation modeling of MELCOR was able to reproduce similar mass flow rates with those predicted by previous models.

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다. 본 연구에서는 국내 영광원전 3, 4호기에 사용된 공동구조물 콘크리트와 고온용융물간의 반응특성을 실험적으로 살펴보았다. 실험은 유도가열로를 이용한 1차원 장기침식을 모사하기 위한 MEK-S1 실험이다. 실험에서는 유도로의 전원부족으로 용융풀을 형성하지 못하여 장기침식에는 실패하였다. 하지만 약 150$0^{\circ}C$의 고온 SUS 304에 의한 콘크리트의 침식을 확인할 수 있었다. 실험후 분해한 콘크리트 반응시편의 단면은 침식으로 인해 매우 불규칙한 모양을 나타내었으며, 최대침식 깊이는 24mm로 나타났다. 실험중에 발생한 가스의 성분분석 결과에서 H$_2$, $CO_2$, CO 및 $O_2$, $N_2$등의 가스가 발생된 것을 알 수 있었다.

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다 본 연구에서는 국내 원전에서의 MCCI 현상에 대한 실험과 해석결과를 살펴보았다. 실험은 영광원전 3,4호기 원자로 공동구조물의 콘크리트를 대상으로 thermite 20kg을 사용한 것이며 해석은 MELCOR 코드내의 MCCI 상세해석 모듈인 CORCON-MOD3를 이용하였다. 해석에 사용된 콘크리트의 화학성분과 열물성은 실험을 통하여 측정한 값을 사용하였으며 해석결과는 실험 결과와 비교하였다. 또한 GORCON 코드에서의 MCCI 현상의 해석시 용융물의 초기온도, 용융물의 질량, 콘크리트의 종류에 따른 예측결과들을 비교하였다. MCCI 현상의 해석시 콘크리트의 종류에 따른 가스발생량과 구성성분의 변화가 크게 나타남으로 콘크리트의 화학적 구성성분을 적합하게 입력하여야 한다. 콘크리트로의 종류에 따른 하부로의 열유속은 크게 차이가 없으나 침식율은 크게 차이가 나며 이는 콘크리트의 상변화 잠열의 차이에서 기인한 것이다. CORCON 코드는 실험에 비해 작은 침식율을 예측하고 있으며 콘크리트의 침식율은 용융물의 양에 비해 초기온도의 변화에 더 큰 영향을 받는 것으로 예측하고 있다.

에어로졸 재부유현상은 중대사고 방사선원항 평가에서 그 중요성이 인식되고 있으나 거의 모든 사고해석 코드에서 다루어지지 않고 있다. 따라서 본 연구는 지금까지 제시된 몇가지 유형의 에어로졸 재부유모델을 ORNL에서 실시된 에어로졸 재부유실험 데이터를 이용하여 정확도와 중대사고 해석코드에 적용가능성을 분석하였다. 본 연구에서 고려한 모델은 시간의 멱승함수와 지수함수형으로 표시된 모델들이다. 본 연구에서 분석한 바에 의하면 두 유형에 속하는 대부분의 모델이 재부유량뿐만 아니라 재부유율을 계산하는 데서 실험데이터와 상당한 편차를 보여 현재의 형태로 중대사고 해석 코드에 접목하는 데는 문제가 있는 것으로 분석되었다. 그러나 보다 광범위한 실험데이터를 통한 보완이 이루어진다면 모델식 자체의 간편함으로 접목이 용이할 것이다.