Nuclear design bases for System-Integrated Modular Advanced ReacTor(SMART) core are presented. Based on the proposed design bases, a SMART core loading pattern is constructed and its nuclear characteristics are studied. The proposed core loading pattern satisfies 3-year cycle length and soluble boron-free operation requirements at any time during the cycle

붕산수를 사용하는 기존 가압경수로에 적용하는 설계요건을 검토하여 무붕산운전 가압경수로 노심핵설계에 적용할 설계요건을 도출하였다. 무붕산운전 노심에서 운전중 반응도 제어는 제어봉만으로 이루어지기 때문에 제어봉의 삽입 및 인출에 제한을 두지 않아야 한다 따라서 운전중 제어봉의 삽입 및 인출로 인하여 첨두출력인자가 높아지게 되므로 노심 선출력밀도를 낮게 설계해야 한다 또한 제어봉만을 사용하여 상온영출력 상태에서 미임계요건을 만족해야 하기 때문에 고온전출력 상태에서의 노심 잉여반응도를 최소화하여 제어봉 부하를 줄여야 하고, 이를 위해서는 연소에 따른 반응도 변화를 최소화하는 핵연료집합체 설계가 필요하다. 이와 같이 도출된 설계요건을 적용하여 600 MWe급 원자로심을 육방형핵연료로 구성하고 무붕산운전 24개월 주기에 대한 주요 핵설계변수를 분석하여 노심의 핵설계를 평가하였다. 이 연구에서 제시된 노심은 무붕산운전 노심의 제반 설계요건을 만족하고 있으며 기존 가압경수로에 상응하는 경제성을 확보할 수 있는 것으로 판단된다.

기존 가압형 경수로에서 전체 반응도가의 상당부분을 제어하고 있는 붕산수를 사용하지 않고 가연성독봉 및 쟤어봉을 확대 사용하는 전략으로 1300MWe급 차세대원자로(KNGR)를 대상으로 무붕산 노심 개념설계를 수행하였다. 가연성독봉으로는 기존 PYREX 독붕의 독물질을 농축한 농축 PYREX 독봉을 도입하여 주기초 반응도 제어효과 및 전 주기동안 평평한 잉여반응도 유지에 매우 효과적인 결과를 도출하였다. 또한, 무붕산 노심이 필연적으로 갖게되는 축방향 출력분포의 노심 하단부치중현상을 제어하기 위하여 부분장 제어봉(Part Length Control Red)을 보조적으로 사용, 매우 간단한 형태의 핵연료집합체 축방향 zoning 설계를 수행하였다. 부분장 제어봉의 사용으로 모든 핵연료집합체를 축방향으로 zoning 하지 않고도 축방향 출력분포를 효과적으로 제어할 수 있었다. 제어봉으로는 큼 제어봉가를 확보하기 위하여 B$_4$C를 재질로하는 Checkerboard 형태의 제어봉 설계를 수행하였고, 효과적인 제어봉 운영을 통하여 무붕산 노심의 잉여반응도 및 출력분포 제어가 가능하였으며 제어봉이 운전중에 상당부분 삽입될지라도 약 7%$\delta$p 의 충분한 운전정지 여유도를 확보할 수 있다는 가능성을 확인할 수 있었다.

Th-232를 Fertile 핵연료로 사용한 압력관형 고전환 경수로심을 설계하였다. 토륨 Blanket은 10년 정도 노내에 위치시키고, 농축 우라늄 Driver는 매년 재장전하도록 설계하였다. Driver로는 $UO_2$핵연료와 U-10%Zr 금속 핵연료를 사용하였고, Blanket으로 이중 탄소 피막 핵원료를 ThO$_2$에 적용한 핵연료를 사용하였다. 핵연료봉의 구조는 울진 3/4호기 핵연료와 같은 재원으로 하였으며 육각형 격자 배열로 집합체를 구성하였다. Seed Bundle을 1년 단위로 교체하고 Blanket Bundled을 5년-10년간 노내에 위치시키는 경우 경수로보다는 높은 전환율 갖는 원자로를 설계할 수 있다.

토륨핵연료를 이용한 플루토늄 소모에 대한 연구를 목적으로 조직된 IAEA CRP(Coordinated Research Program) 업무의 일환으로, 농축우라늄 및 플루토늄을 seed로한 토륨핵연료를 국내의 900MWe 가압경수로에 이용하였을 경우에 플루토늄을 비롯한 heavy isotope의 원소량 변화, 사용 후 핵연료로부터의 방사능 준위, 노심의 반응도 특성을 분석하여 혼합핵연료 노심과 비교하였다. (Th+Pu)O$_2$,는 혼합핵연료 보다 플루토늄의 소모량이 약 2.4배 많으며, fissile 플루토늄 원소의 존재비율은 10% 정도 더 감소하는 것으로 나타나 플루토늄 소모의 특성이 유리하고 핵비확산 성격이 강한 것으로 나타났다 사용후 핵연료의 방사능은, 핵연료가 노심에서 바로 인출된 시점에서 는 (Th+Pu)O$_2$,가 가장 낮으나, 그 이후로는 (Th+Pu)O$_2$와 혼합핵연료의 방사능은 비슷한 반면, (Th+U)O$_2$,의 방사능이 가장 낮은 것으로 나타나 장기적으로는 (Th+U)O$_2$가 가장 유리하다. 대략적인 전환비는 (Th+Pu)O$_2$노심이 약 0.56, (Th+U)O$_2$ 노심은 약 0.63, 혼합핵연료 노심은 약 0.61 정도로 추정되었다. 토륨핵연료의 연소도에 따른 반응도 변화, 가돌리니아봉의 중성자 횹수 성질 및 반응도 특성 등 노심특성은 seed 물질의 특성과 함량에 따라 좌우되는 것으로 나타났다.

In this paper, we performed a design study of a thorium fueled reactor according to the design concept of the Radkowsky Thorium Reactor (RTR) and evaluated its overall performance. To enhance its performance and alleviate its problems, we introduced a new metallic uranium fuel, uranium-zirconium hydride (U-Zr $H_{1.6}$), as a seed fuel. For comparison, typical ABB/CE-type PWR based on SYSTBM 80+ and standard RTR-type thorium reactor were also studied. From the results of performance analysis, we could ascertain advantages of RTR-type thorium fueled reactor in proliferation resistance, fuel cycle economics, and back-end fuel cycle. Also, we found that enhancement of proliferation resistance and safer operating conditions may be achieved by using the U-Zr $H_{l.6}$ fuel in the seed region without additional penalties in comparison with the standard RTR's U-Zr fuelr fuelel

AMBIDEXTER(Advanced Molten-Salt Break even Inherently-Safe Dual-Mission EXperiment & TEst Reactor)는 토륨-우라늄 연료주기의 핵적자활성 요건을 설계하는 방법으로써 핵분열중간 생성물인 $^{233}$ Pa의 시간격리, 노내 방사성물질 농도저감, 잉여반응도 및 증식률향상을 위해 핵분열 생성물질의 온라인 정화.처리.재생 개념을 채택하고 있다. 본 연구에서는 AMBIDEXTER 로심의 핵분열성물질의 연소와 온라인 정화.처리에 따른 핵연료내 원소분포 변화를 기술하기 위해 핵분열생성물질의 평형포화농도에 대응하는 등가연소도(Equivalent Burnup)를 정의하고 이를 노심의 핵적자활성 요건에 대해 최적화하는 핵연료 정화공정의 시간상수 특성을 시뮬레이션 하였다. 핵분열생성물질농도의 동특성은 ORIGEN2 코드에 내장된 연속재처리 모델을 이용하여 해석하였으며 실용화가 입증된 후보정화공정들을 고려하여 모든 핵종을 5종의 핵종군으로 분류하여 평가하였다. 시뮬레이션 결과 유효정화주기를 0.1 (노심장전량/일)로 연속재처리 할 때 노심내 포화등 가연소도는 약 650 (MWD/TeH.E.)로 대응되며 이때 동일한 핵연료량으로부터 생성된 노내 핵분 열생성물질 평형농도는 최대연소도 33000MWD/TeU의 PWR 평형노심 BOC시의 대비해 약 1/10 에 해당하는 양이 잔유하는 것으로 나타났다.

KALMER 우라늄 금속핵연료노심의 평형주기에 대하여 주기길이, 농측도, 중식비의 관점에서 설계인자 변경에 따른 변화를 분석하였다. 유효노심높이, 반경방향 블랑캣의 batch수, 개스팽창모듈(GEM)의 적용성, 노용기내핵 연료저장(IVS)의 사용. 핵연료핀의 직경 증가 둥에 대한 설계 변경이 고려되었다. 본 연구결과를 통하여, 평탄화된 출력분포 및 핵연료의 이용도 향상을 기하면서 설계변경이 타 분야에 미치는 영향을 최소화하고 본래 KALMER의 안전성을 유지하고자 핵연료핀의 직경을 증가시킨 fat pellet 설계방안을 채택하였다

한·러 공동으로 수행한 BFS-73-1 임계실험의 측정자료 일부를 대상으로 하여 1차 구축된 액체금속로 노심설계용 종합전산체계인 K-CORE 시스템의 정당성을 입증하기 위하여 계산 결과와의 비교 분석을 수행하였다 계산적 분석에서 육각주모델을 사용한 노달확산근사계산을 주 계산방법으로 사용하였다. 비교 분석 결과, 유효증배계수는 계산치가 실험치와 1% 범위 내로 예측되었다. 우라늄 핵분열을 분포의 경우, 노심영역에서 C/E가 7% 차이 내로 구하여졌으며, 노심/블랑켓 접경영역과 블랑켓 영역에서는 보다 큰 차이를 보였다. 노심중앙에서의 반응률비 계산에서는 C/E가 2 % 차이 내로 예측되었다

The nonlinear analytic function expansion nodal (AFEN) method is applied to the solution of the time-dependent neutron diffusion equation. Since the AFEN method requires both the particular solution and the homogeneous solution to the transient fixed source problem, the derivation solution method is focused on finding the particular solution efficiently. To avoid complicated particular solutions, the source distribution is approximated by quadratic polynomials and the transient source is constructed such that the error due to the quadratic approximation is minimized. In addition, this paper presents a new two-node solution scheme that is derived by imposing the constraint of current continuity at the interface corner points. The method is verified through a series of applications to the NEACRP PWR rod ejection benchmark problem.

A nonlinear iterative scheme developed to reduce the computing time of the AFEN method was tested and applied to two benchmark problems. The new nonlinear method for the AFEN method is based on solving two-node problems and use of two nonlinear correction factors at every interface instead of one factor in the conventional scheme. The use of two correction factors provides higher-order accurate interface noes as well as currents which are used as the boundary conditions of the two-node problem. The numerical results show that this new method gives exactly the same solution as that of the original AEFEN method and the computing time is significantly reduced in comparison with the original AFEN method.

PEN(1)(다항식전개 노달) 해법을 육방형 노심의 과도상태 해석과 Adjoint flux(수반 중성자속)해법에 응용하여 여러가지 Benchmark문제들(3)(4)(5)을 풀고 그 결과를 다른 수치기법 결과와 비교·분석하였다. 2차원 육방형 대형중수로 과도상태 Benchmark문제(5)를 다항식전개 노달해법에 의한 과도상태 해석·검증의 대상으로 삼았으며 그 기준 계산치로서 FX2-TH 코드의 계산결과를 사용하였다 대형중수로 노심의 과도상태 해석 결과, 기준해와 비교해 집합체 낙하시작 3초 후에 집합체가 낙하한 위치에서 Normalized Flux 오차가 0.5% 이내, 집합체가 낙하하지 않은 위치에서 Normalized Flux 오차가 1% 이내의 정확한 결과를 보였다. Adjoint flux 해의 검증을 위해서는 VENTURE 코드(2)의 계산 결과를 기준해로 하였으며, 계산능 검증을 위해 사용된 대부분 의 Benchmark 문제들에서 작은 오차를 보였으나 반사체가 포함된 IAEA 문제에서는 큰 오차를 보였다.

육각형구조에서 중성자 확산방정식의 해를 구하기 위해 육각형을 3개의 사각형으로 분할하여 노달해를 구하는 방법을 개발하였다. 이 방법은 기존의 사각형 노달기법의 기본적인 틀을 그대로 이용할 수 있기 때문에 육각형을 직접 푸는 방법에 비해 간단하며, 향후 노드의 세분화 및 다군 확산방정식에 적용하기 쉬운 장점을 가지고 있다. 이러한 사각형분할에 의한 육각형 노달해를 구하는 방법을 2차원 IAEA 벤치마크 계산을 통해 검증해 본 결과, 정확성이 잘 유지되고 있음을 알 수 있었다.

ANL의 액체금속로 노심 해석 코드 DIF3D(1)를 OECD/NEA를 통하여 도입하여, DIF3D의 경계면 중성자류 노달 방법의 수학적 수반해를 정확하게 계산하는 직접 해법을 DIF3D 코드에 구현하고 검증 계산을 수행하였다. 이 직접 해법은 각 노드의 수반 부분 중성자류의 선형 조합을 이용하여 수학적 수반해를 정확히 계산한다. 미 방법에서는 수반 부분 중성자류의 선형 조합을 통하여 수학적 수반 방정식이 본래의 노달 방정식과 매우 유사한 형태로 변형되며, 그 결과 본래의 노달 방정식 해법이 최소한의 수정을 통해 수반 방정식 해결에 적용된다

A generalized perturbation program has been developed for the purpose of estimating zonal power variation of a CANDU reactor upon refueling operation. The forward and adjoint calculation modules of RFSP code were used to construct the generalized perturbation program. The numerical algorithm for the generalized adjoint flux calculation was verified by comparing the zone power estimates upon refueling with those of forward calculation. It was, however, noticed that the truncation error from the iteration process of the generalized adjoint flux is not negligible.

The neurotics analysis of a liquid metal reactor fur burning minor actinides has shown that uncertainties in the nuclear data of several key minor actinide isotopes can introduce large uncertainties in the predicted performance of the core. A comprehensive sensitivity and uncertainty analysis was performed on a 1200 MWth actinide burner designed for a low burnup reactivity swing, negative doppler coefficient, and low sodium void worth. Sensitivities were generated using depletion perturbaton methods for the equilibrium cycle of the reactor and covariance data was taken ENDF-B/V and other published sources. The relative uncertainties in the burnup swing, doppler coefficient, and void worth were conservatively estimated to be 180%, 91%, and 46%, respectively.

A sensitivity study has been done to determine the composition of DUPIC fuel from the viewpoint of neutronics fuel design. The spent PWR fuel compositions were generated and fissile contents adjusted by blending fresh uranium after mixing two spent PWR fuel assemblies. The $^{239}$ Pu and $^{235}$ U enrichments of DUPIC fuel were adjusted by controlling the amount of fresh uranium feed and the ratio of slightly enriched and depleted uranium in the fled uranium. Based on the material balance calculation, it is recommended that DUPIC fuel composition be such that spent PWR fuel utilization is more than 90%.. A sensitivity study on the temperature reactivity coefficient of DUPIC fuel has shown that it is desirable to increase the $^{239}$ Pu and $^{235}$ U contents to reduce both the fuel and coolant temperature coefficients. On the other hand, refueling simulations of the DUPIC core have shown that the channel power peaking factor, which is a measure of the reactor trip margin, increases with the total fissile content. Considering these neutronic characteristics of the DUPIC fuel, il is recommended to have enrichments of 0.45 and 1.00 wt% for $^{239}$ Pu and $^{235}$ U, respectively.

In the PANBOX 2 system an excore detector module simulating the excore signal responses during a short term transient is implemented in order to simulate the reaction of the flux detector and control system upon rapid power changes as it occurs e. g, in rod drop events. This module has been verified in the past by comparison calculations with the PANBOX 1 system. This report describes additional PANBOX 2 validation calculations which have bee compared with experiment data measured at german plant KKG, cycle 1, for a rod drop event. In general, the PANBOX 2 results are in very good agreement with the KKG experiments. Therefore it is concluded that the excore detector model of PANBOX 2 is successfully validated.

이 연구의 목적은 혼합핵연료 장전노심에서와 같이 스펙트럼이 상이한 인접핵연료의 영향으로 나타나는 노드내 스펙트럼 이력효과를 보정해 주고자 하는 것이다. 이를 위해 이 연구에서는 노드내 13개 지역에서 국부적 미시연소를 수행하여 스펙트럼 이력이 각각 다른 13 개의 독립적인 핵단면적을 구하였고 이로부터 노드내 핵단면적의 분포를 다항식으로 근사하였다. 스펙트럼 이력구배 효과의 보정은 노드내 중성자속 가중평균 핵단면적과 노드내 핵단 면적의 분포에 따른 불연속인자로 보정하였다. 이 스펙트럼 이력구배 효과 보정방법을 혼합 핵연료와 우라늄핵연료가 Checkerboard 형으로 무한히 장전된 경우에 대하여 검증계산을 수행하여 참조해인 CASMO-3 결과와 비교하였다. 스펙트럼 이력분포가 고려되지 않은 경우는 연소도 40 MWD/kgHM에서 노심 반응도에서 약 0.38%, 봉출력에서 최대 11.2 %, 평균 4.3%의 오차를 보였으나 스펙트럼 이력분포를 반영함으로서 노심 반응도에서 0.12 %, 봉출력에서 최대 4.9%, 평균 1.3%의 오차를 보였다.

LCS와 ORIGEN2의 연결 프로그램 MONO를 개발하여 연소시간에 따른 가속기미임계로의 핵특성 변화를 분석할 있는 LCS-MONO-ORIGEN2 코드시스템을 구축하였다. 몇 가지 타입의 미임계로를 대상으로 LCS-MONORIGEN2 코드시스템의 성능시험을 수행하였다. 용융염 핵연료 및 집합체형 핵연료 미임계로에 대한 계산은 문제없이 수행되었다 또한 토륨/우라늄-233 핵연료 미임계로에 대한 연소시간에 따른 Keff 변화는 외국기관의 계산결과와 유사하게 나타났다.

A subcritical reactor driven by a linear proton accelerator has been considered as a nuclear waste incinerator at Korea Atomic Energy Research Institute(KAERI). Since the multiplication factor of a subcritical reactor is less than unity, to compensate exponentially decreasing fission neutrons from spallation reactions are essentially required for operating the reactor in its steady state. furthermore, the profile of accelerator beam currents is very important in controlling a subcritical reactor, because the reactor power varies in accordance of the profile of external neutrons. We have developed a code system to find numerical solutions of reactor kinetics equations, which are the simplest dynamic model for controlling reactors. In a due course of our previous numerical study of point kinetics equations for critical reactors, however, we learned that the same code system can be used in studying dynamic behavior of the subcritical reactor. Our major motivation of this paper is to investigate responses of subcritical reactors for small changes in thermal hydraulic parameters. Building a thermal hydraulic model for the subcritical reactor dynamics, we performed numerical simulations for dynamic responses of the reactor based on point kinetics equations with a source term. Linearizing a set of coupled differential equations for reactor responses, we focus our research interest on dynamic responses of the reactor to variations of the thermal hydraulic parameters in transient phases.

양전자 단층 촬영장치(PET)에 사용되는 주요 양전자 방출 핵종들의 생성 단면적을 평가하였다. 평가한 생성 반응들은 $^{14}$ N(p,$\alpha$)$^{11}$ C,$^{16}$ O(p,$\alpha$)$^{13}$N, $^{14}$ N(d,n)$^{15}$ O,$^{18}$ O(p,n)$^{18}$ F,$^{20}$ Ne(d,$\alpha$)$_{18}$ F 이며, 입사 입자의 에너지 범위는 반응 문턱 에너지부터 약 150 MeV까지이다. 또한 하전입자 범 모니터용 표준 단면적으로서 $^{27}$ Al에 d 및 $^3$He, $\alpha$가 반응하여 $^{22}$ Na가 생성되는 반응의 단면적들을 입사 에너지 약 120 MeV까지 평가하였다. 실험치를 fitting하게나 ALICE95 코드를 이용하여 이론적 계산을 수행하였는데, 평가 단면적의 표준 편차는 10-30%이다 이들 평가 단면적들은 가속기를 이용한 PET용 핵종의 생산율 계산 및 빔 모니터의 표준 단면적으로 사용하기에 적절한 것으로 판단된다.

경수로 압력용기의 취화는 주로 고속 중성자에 기인한다. 경수로 압력용기를 모의한 PCA-REPLICA실험을 해석하여 원자력 시설의 구조재로 쓰이는 철의 핵자료 검증과 MATXS/TRANSX/DANTSYS 계산체제의 유용성을 확인하고자 하였다. 라이브러리는 JEF-2.2를 이용한 KAFAX-F22가 기본 자료로 이용되었고, 이밖에 ENDF/B-Vl.1과 JENDI.-3.2의 철 핵자료도 비교 검증하였다. 계산결과는 실험오차 등을 고려하면 측정치와 근접하는 경향을 보였고, 앞으로 개발될 차폐해석용 라이브러리 검증에 유용한 자료가 될 수 있겠다.

An 1200-day time-dependent fuel-management for the transition from 37-element fuel to CANFLEX-NU fuel in a CANDU 6 reactor has been simulated to show the compatibility of the CANFLEX-NU fuel with the reactor operation. The simulation calculation were carried out with the RFSP code, provided by cell averaged hel properties obtained from the POWDERPUFS-V code. The refueling scheme for both fuels was an eight bundle shift art a time. The simulation results show that the maximum channel and bundle powers were maintained below the licence limit of the CANDU 6. This indicates that the CANFLEX-NU fuel bundle is compatible with the CANDU 6 reactor operation during the transition period.

중수로에 0.88 w/o 의 순환 핵연료를 사용하여 기존 중수로의 출력을 증강시키는 방안이 모색되었다. 기존 중수로와 양립하여야 하므로, 37봉 핵연료 다발과 CANFLEX 핵연료다발에 대한 격자 특성 계산과 노심 계산을 수행하였다. 열수력 여유도 증가와 고연소도 핵연료를 위하여 개발한 개량 핵연료 (CANFLEX)를 사용하면 원자로의 임계채널출력 (CCP)이 5 % 이상 증대하므로, 기존 원자로의 총 출력을 같은 열수력 한계 내에서 5 % 증가시킬 수 있다. 또한 개량 핵연료 다발에 순환우라늄을 사용하면 기존 월성 원자로의 구조 변화 없이 노심 출력분포의 재 분포에 의하여 15 % 까지 출력을 증강할 수 있다고 평가되었다.

MHTGR에서 사용하는 탄소피막입자 핵연료의 장점을 살려 가압경수로의 핵연료로 사용하는 개념을 도입하였다. 울진3/4호기를 모델노심으로 하여 탄소피막입자 핵연료를 가압경수로에 사용하는 것이 가능함을 확인하였다. 그러나 가압경수로 핵연료 제한조건인 5 w/o 이내에서 울진3/4호기의 열출력과 주기를 만족하는 노심구성은 어려웠고, 주기길이가 짧아진 노심구성은 가능하였지만 경제성 측면에서 불리할 것으로 여겨져 상업용 가압경수로에 적용하는 것은 타당성이 없다고 판단되었다

탄소피막된 UCO 핵연료를 가압경수로의 핵연료로서 적용하는 방안에 대해 경제성 평가를 하였다 성형가공비용이 3675$/kgU이고, 성형가공 선행기간이 8개월이라고 가정하여 계산한 결과, 할인을 5%의 경우 UCO 핵연료는 $UO_2$ 핵연료에 비해 0.04mills/kwhre만큼 유리하였고, 할인을 10%의 경우 0.llmills/kwhre만큼 경제성면에서 유리하게 나왔다. 그러나 성형가공비용이 550$/kgU, 성형가공 선행기간이 12개월일 때는 할인을 5%, 10%경우 각각 0.41mills/kwhre, 0.47mills/kwhre 만큼 경제성측면에서 불리하게 나왔다. 따라서 UCO 핵연료의 가압경수로 적용은 $UO_2$ 핵연료와 비교할 때 할인을 5%의 경우 성형가공의 비용 및 선행기간의 1.37배까지, 할인을 10%의 경우 1.45배까지는 경제성을 갖는다고 할 수 있다.

Fission Moly 생산을 위한 조사시설로 HANARO가 사용점에 있어서 충분한 타당성을 갖는지에 대해 원자로 운전중 표적장전에 따른 노심반응도의 영향, 표적의 최대 표면 열출력밀도, Mo-99 생산능력 측면에서 평가하였다. 그 결과 운전중 표적 장전으로 인한 반응도가(reactivity worth)가 약 0.2 %Δ$\rho$정도로 제한치인 1.25 %Δ$\rho$보다 현저히 작고, 최대 표면 열출력밀도 또한 2.76 Mw/$m^2$보다 현저히 작음을 볼 수 있었다. 또한 OR공 한 개만을 사용한다. 할지라도 Mo-99의 상업생산 목표를 충분히 만족시킬 수 있음을 알 수 있었다 따라서 HANARO를 Fission Moly 생산을 위한 조사시설로 사용하는 것은 타당하다 할 수 있다.

고에너지 전자가 매질 내에서 수송될 때, 매질 내에서 Photoneutron 생성률과 생성된 중성자 에너지 분포를 EGS4 코드를 사용하여 계산하였다. EGS4 코드는 광자-전자 연계 수송코드로 Photoneutron 반응단면적을 제공하지 않기 때문에, Photoneutron 반응단면적 계산루틴과 생성된 중성자 에너지분포 계산루틴을 작성하여 Ta와 Pb의 표적 매질에 100 MeV의 전자가 입사하였을 때 표적의 두께변화에 따른 Photoneutron 생성률과 생성된 중성자 에너지분포를 계산하였다.

차세대 원자로 설계개발에 사용되는 설계전산코드에는 원자로 계통설계, 주요 기기설계등을 포함하여 약 440여개에 달한다. 이들 전산코드에 사용되는 프로그래밍 언어는 FORTRAN, COBOL, C/C++를 비롯하여 BASIC등 그 종류가 다양하다. 특히 개발된 주요 설계코드들이 구동되는 플랫폼은 그 종류가 훨씬 다양하여 같은 유닉스를 기반으로 한 프로그램도 H/W 제작사에 따라 전혀 동작되지 않음은 물론 심지어는 같은 제작사라하더라도 서로 다른 OS를 가지는 경우에는 사용할 수 없게 되어있다. 이들 원전설계전산코드들이 갖는 안정성 및 신뢰성, 유니크한 보안특성을 어느 정도 인정한다. 하더라도 향후 이들을 유지보수하거나 성능향상을 꾀한다든지 이들과 어울리면서 새로운 전산프로그램을 추가 개발하려고 할 경우 여러 가지 예기치 않은 문제가 발생할 수 있다. 최근 인터넷의 확산과 더불어 각광을 받기 시작한 JAVA는 이것이 갖는 특유의 객체지향성, 플랫폼 독립성 및 견고성, 이식성등으로 견주어 볼때 이를 향후 원전 설레코드의 개발에 적용할 경우 매우 이상적일 것으로 예상된다. 더구나 원전설계와 같이 고도의 기술집약적이면서도 여러 설계관련사가 대응되는 다원화된 업무구조를 갖는 경우 다양한 플랫폼을 지원하는 JAVA 프로그래밍이야 말로 최선의 선택이라 할 수 있다.

기능분석은 발전소의 안전성에 관련된 중요한 기능들을 계층적으로 규명하고 기능의 목적, 관련되는 발전소변수, 기능간의 연관관계 등을 파악하고자 수행하며 과는 기능할당 운전원과 자동화시스템간의 역할부담을 결정하기 위해 활용된다. 기존의 발전소에 비하여 자동화시스템의 적극적인 활용이 기대되는 KALIMER MMIS는 운전원과 자동화시스템의 역할에 대한 체계적인 분석이 필요하다. 본 연구에서는 KALIMER MMIS 설계시 수행하는 발전소기능분석 및 기능할당에 대한 수행전학을 제시하고, 기능분석을 지원할 수 있는 지원시스템인 FAI(Function Analysis Interface)를 개발하였다.

과잉온도 차온(Overtemperature $\Delta$T) 및 과잉출력 차온(Overpower $\Delta$T)트립에 쓰이는 온도 측정계통 총 지연시간은 6초로 구성되며 RTD 우회배관 제거시 4.5초의 RTD 응답시간(일차지연 상수로 가정)과 1.5초의 순수지연시간(전자회로 지연시간 + 그립퍼 풀림시간등)으로 구성된다. 그러나 RTD우회배관 제거전 사고분석을 일차지연상수를 3.5초, 순수지연을 2.5초로 모델링하였으므로 Simulink를 통한 영향분석과 Rack 응답시험 계단파 입력신호의 타당성을 평가하였다. RTD 응답시간은 전형적인 1차 지연요소로 나타내며 계전기나 제어봉 Gripper Release 시간 등은 순수 지연으로 가정하고 분석을 수행하고 기타 지연/지상 필터를 발전소와 동일하게 모델링하여 분석하므로써 발전소에서 일어나는 과도현상을 묘사할 수 있다는 점을 고려할 때 RTD우회배관 제거후 응답시간 지연상수가 바뀌더라도 안전하다는 결론에 도달했다.

하나로 1차 배관에서 중성자를 측정하고 발생 원인을 분석하였으며, 이를 통하여 중성자 계측 계통을 이용하여 핵연료 파손을 감시할 수 있는 가능성을 검토하였다. 중성자 측정에는 BF$_3$비례 계수관을 이용하였고, 1차 배관의 주 방사선원인 N-16에 의한 감마선 펄스의 영향은 무시 할 정도로 작았다. 중성자의 발생 원인을 규명하기 위해 원자로 정지 전후에 중성자 계수율의 변화를 측정하였다. 편자로의 정상 운전시 1차 배관에서 발생되는 중성자는 물속의 중수소가 고에너지 감마선을 흡수하여 방출하는 광중성자와 핵연료의 표면 오염에 의해 발생된 지발 중성자라고 가정하여 원자로 정지 전후의 발생량 변화를 계산하였다. 계산 결과와 측정값을 비교하여 1차 배관 주변에서 측정된 중성자 가운데 지발 중성자가 약 70 %, N-16에 의한 광중성자가 약 30%임을 확인하였다. 핵연료의 표면 오염 정도로 발생하는 지발 중성자도 민감하게 측정되므로, 이러한 지발 중성자 계측법이 핵연료의 손상 여부를 알아낼 수 있는 유용한 방법임을 확인할 수 있었다.

SMART 인간기계연계(MMI : Man Machine Interface)는 발달된 컴퓨터 기술과 디스플레이 기법을 기반으로 설계되고 있으며, 이는 안전성과 생산성을 향상시키려는 의도를 갖고 있다. 현재, 최신 기술을 적용한 제어실 설계는 인간기계연계 설계자, 발전소 운영회사, 규제기관 등 모두에게 관심의 대상이다. 최신 기술을 제어실 설계에 적용할 경우에는 객관성 있는 설계 평가를 통하여 설계 결과가 안전성 향상에 기여함은 물론 운전작업자에게 유용함을 가시적으로 입증할 필요가 있다. 본 논문에서는 SMART 인간기계연계설계 평가를 위해 개발된 절차의 구성과 평가작업 내용을 기술하였다.

GOMS 평가는 운전원 개인의 인지과정에 초점을 두어 직무 절차의 학습시간과 직무 실행시간을 예측하고 직무 실행시 요구되는 인지부하를 분석한다. 하지만 실제 원전의 운전은 그룹에 의해 이루어지므로 운전원간 의사소통과 직무의 상호 의존관계를 고려하여 기존의 GOMS를 확장한 분산형 GOMS를 고안하였다. 본 논문에서는 분산형 GOMS 평가기법을 CE형 원전의 비상운전절차서에 시험적으로 적용해 본 결과를 제시한다.

차세대원전을 위한 새로운 운전여유도 평가체제를 정립하였다. 본 연구에서 개발된 운전여유도 평가체제는 노심감시 및 보호체제는 그대로 유지하되 부하추종운전시 운전여유도를 만족하는 운전허용범위를 P-ASI Diagram으로 나타내는 것이다. 새로운 운전여유도 평가 방법을 사용하여 Mode K 기법에 의한 차세대원전의 일일 부하추종운전에 대한 운전여유도 평가를 수행하였으며, 운전여유도를 만족하는 범위를 P-ASI Diagram으로 나타내었다. 본 연구에서 도출한 운전여유도와 ASI의 관계를 쉽게 파악할 수 있는 P-ASI Diagram이 COLSS와 병행된다면 운전유연성 증진 뿐만아니라 운전원의 입장에서도 더욱 용이한 부하추종운전을 수행할 수 있을 것으로 판단된다.

국내 원전에 신뢰도 기반 정비(RCM : Reliability Centered Maintenance) 기법을 도입하기 위해 수행하고 있는 영광 1,2호기 시법계통 RCM 분석에서 관련 기기의 고장데이터를 RCM 분석 방법론에 따라 분석하였다. 본 논문에서는 작업의뢰서와 작업보고서 기록내용을 토대로 지배적인 고장모드 및 다빈도 고장발생 기기를 파악하여 고장원인을 분석하였으며, 기기 유형으로 분류하여 고장들을 분석하였다. 분석결과 지배적인 고장모드는 EPRI에서 분류한 고장모드에 모두 포함되었으며, 고장빈도가 높은 기기의 고장원인은 운전환경, 사용유체, 운전형태, 기기 형식 등에 따라 고장메커니즘이 다르게 나타나는 것으로 분석되었다. 기기 유형으로 분류하여 고장모드별로 고장율을 분석한 결과 미국의 Generic Data(IEEE Std 500-1984)와 근소한 차이를 보이거나 약간 낮은 것으로 분석되었으며, 고장율이 높은 기기 유형을 단위 기기별로 세분화하여 분석한 결과 공기구동 조절벨브의 외부누설 고장율은 1.10E-06 이지만 충전유량 조절밸브의 고장율은 1.70E-05로서 약 10배 정도로 고장율이 높은 것으로 분석되었다. 기기별로 세분화한 고장을 분석 결과는 시범계통 RCM 분석시 고장모드 영향분석(FMEA. Failure Mode and Effective Analysis) 단계에서 필수기기를 선정하는 하나의 인자로 활용하였으며, 고장율의 역수로 구한 고장간 평균시간(MTBF:Mean Time Between Failure)은 정비주기 선정시 기초데이터로 활용된다.

원자력 발전소의 제어봉 낙하 시간 측정 시험은 원자로 비상 정지 명령에 따른 제어봉의 낙하 속응성이 지침서의 제한치 이내에 있는지를 주기적으로 확인함으로써 제어봉의 원자로 안전 운전 및 정지 기능을 확인하는 중요한 시험이다. 현재 고리2호기를 비롯한 WH형 발전소들은 제어봉이 디지틀 제어봉 위치 지시(DRPI) 코일속을 낙하할 때 유기되는 전압을 검출하여 제어봉 낙하 시간을 측정하는 방법을 사용하고 있다. 이 방법은 제어봉을 뱅크별로 인출한 후 하나씩 개별 낙하시키기 때문에, 제어봉 낙하 시간 측정 시험에 많은 시간과 다수의 인력이 소요되며, 측정시 격납용기내에 작업자가 장시간 체류해야 하는 단점이 있다. 이러한 DRPI 신호 이용 제어봉 낙하 시간 측정 방법의 단점을 보완하여 제어봉 구동 장치(CRDM)내 이동권선 신호를 이용하는 다중 낙하 방식의 새로운 측정 방법을 제안하고, 측정 장치를 개발하였다. 개발된 제어봉 낙하 시간 측정 장치를 이용하여, 고리2호기 제어봉 낙하 시간 측정 시험시 기존의 방법과 병행 측정 시험을 수행하고 그 결과를 비교 검토하여 충분히 정확하게 제어봉 낙하 시간을 측정할 수 있음을 보였다.

This research broadens the prime concern of nuclear power plant operations from safe performance to both economic and safe performance. First emergency diesel generator is identified as one of main contributors for the lost plant availability through the review of plants forced outage records. The framework of an integrated architecture for performing modern on-line condition for operational availability improvement is configured in this work. For the development of the comprehensive sensor networks for complex target systems, an integrated methodology incorporating a structural hierarchy, a functional hierarchy, and a fault-system matrix is formulated. The second part of our research is development of intelligent diagnosis and maintenance advisory system, which employs Bayesian Belief networks (BBNs) as a high level reasoning tool incorporating inherent uncertainty use in probabilistic inference. Our prototype diagnosis algorithms are represented explicitly through topological symbols and links between them in a causal direction. As new evidence from sensor network development is entered into the model especially, our advisory of system provides operational advice concerning both availability and safety, so that the operator is able to determine the likely modes, diagnose the system state, locate root causes, and take the most advantageous action. Thereby, this advice improves operational availability

Belief network(or Bayesian network) based on Bayes' rule in probabilistic theory can be applied to the reasoning of diagnostic systems. This paper describes the basic theory of concept and feasibility of using the network for diagnosis of nuclear power plants. An example shows that the probabilities of root causes of a failure are calculated from the measured or believed evidences.

SMART 제어반 구현에 필수기기인 소프트제어기를 기존 제어입력장치 설계에 적용된 규제요건이나 설계지침을 만족하도록 개발한다. 그러나 이를 위해서는 현재 원자력 분야 MMIS 개발의 현안인 디지틀 계측제어기술 적용과 인간공학적 설계절차 반영, 그리고 공통의 운전원 연계기기 사용에 따른 기기의 신뢰성확보와 기기의 단일고장 대처방안 마련 등이 해결하여야 할 핵심사항이다. 따라서 본 연구에서는 이러한 주요 현안을 검토, 분석하여 SMART 제어반의 소프트제어기의 개발개념을 설정하고 설계요건과 구조를 개발하였다.

본 논문은 David Harel이 제안한 Statechart based Formalism과 Statemate MAGNUM toolset을 이용하여 월성 원전 2/3/4호기 증기발생기 수위로 인한 원자로 정지를 activity chart 및 Statechart로 모델링하고 K&R C 코드를 자동으로 생산하였다. 이는 종전의 몇몇 소프트웨어 전문가에 의해서 개발될 수 밖에 없었던 원전 필수만전(Safety-critical) 소프트웨어를 정형화된 Computer Aided Software Engineering 도구를 활용하여 소프트웨어 생명주기중 요구사양명세 및 설계까지만 수행하고 그 이하는 모두 자동으로 생산하는 소프트웨어 공학의 핵심기술을 연구한 것이다. 자동으로 생산된 K&R C 코드는 품질이 우수하고 생산성이 높으며 이식성이 뛰어남을 확인할 수 있었다.

The DAta management and Communication NETworks (DACONET), Which it is designed as a subsystem for Man-Machine Interface System of Korea Advanced LIquid MEtal Reactor(KALIMER MMIS) and advanced design concept is approached, is described. The DACONET has its roles of providing the real-time data transmission and communication paths between MMIS systems, providing the quality data for protection, monitoring and control of KALIMER and logging the static and dynamic behavioral data during KALIMER operation. The DACONET is characterised as the distributed real-time system architecture with high performance, Future direction, in which advanced technology is being continually applied to Man-Machine interface System Development of Nuclear Power Plants, will be considered for designing data management and communication networks of KALIMER MMIS

최근 원자력산업계 동향은 기기의 노후화, 예비품 확보의 어려움, 그리고 기존 설비에 대한 보수비용 증가 등의 이유로 아날로그 계측제어 설비들을 컴퓨터-기반 설비로의 부분적인 개선이나 전체적인 교체가 추진되고 있다 그러나 컴퓨터-기반 설비는 소프트웨어와 하드웨어가 환경영향에 민감하고, 공통모드고장을 일으킬 수 있는 프로그래밍 설계오류의 잠재성이 있는 것으로 알려져 있다. 공통모드고장을 방지할 수 있는 가장 설득력 있는 해결방안은 철저한 품질보증, 심층방어 및 다양성 설계기법으로 평가되고 있다. 본 논문에서는 컴퓨터-기반 계측제어계통의 심층방어 및 다양성에 관한 규제기준과 정성적 평가를 위한 블록개념을 소개하고, 평가의 사례로서 CE System 80+와 국내 가동중인 W형 원전의 설비개선에서 주급수 상실시 컴퓨터-기반 설비의 공통 모드고장에 따른 다양성과 심층방어계층을 평가하였다. 특히 국내 가동중인 W형 원전에 대해서는 그 평가결과를 근거로 하여 ATWS 완화설비의 설치를 제안하였다.

SMART 계측제어계통 측정신호의 신뢰성을 높이기 위한 실시간 신호검증알고리듬을 개발하였다. 개발된 알고리듬은 선행고장검출행렬, 아날로그 신호용 다중성 기법, 접촉신호용 논리표 알고리듬, 주파수 신호용 다중성 기법 그리고 아날로그 센서 경증을 위한 통계적 모듈의 5개 모듈로 구성되어 있다. 선행고장검출행렬은 측정 신호 중에서 고장의 가능성이 있는 신호를 추출하여 선정된 신호만을 적절한 알고리듬으로 검증하도록 함으로써 전체적인 수행시간을 감소시킨다. 아날로그 신호검증 모듈은 아날로그 측정신호에 대한 물리적/해석적 다중성에 입각하여 고장신호의 크기, 위치를 검출하며, 접촉신호 검증 모듈은 접촉신호들간의 논리값을 비교하여 발생 불가능한 논리값을 가지는 신호를 고장신호로 검출한다. 주파수신호는 아날로그 신호와 유사한 기법을 구현하였으며, 통계적 모듈은 아날로그 센서 자체의 물리적 건전성을 검사하는 모듈이다. 현재 SMART의 설계가 확정되어 있지 않으므로 개발된 신호검증알고리듬을 시험하기 위해서 여러 주요 공정변수가 표현되는 상용 원자로의 냉각재계통을 대상으로 검증 알고리듬을 구현하였으며, 운전모사기로 모사된 신호를 이용하여 개발된 신호검증알고리듬을 시험하였다. 시험결과 각 모듈별로 적절히 고장을 검출함을 보였다.

본 논문에서는 현재 국내 전 원자력발전소에서 운영중인 원자력발전소 인적행위 개선시스템(K-HPES)의 분석 과정을 전산화 함으로써 분석자에 따른 분석의 정확성과 분석 수준의 일관성을 유지하고 그 결과의 활용도를 극대화하기 위해 개발된 전산시스템을 소개하였다.

In this work, an automatic software verification method for Nuclear Power Plant (NPP) protection system is developed. This method utilizes Colored Petri net (CPN) for modeling and Prototype Verification system (PVS) for mathematical verification. In order to help flow-through from modeling by CPN to mathematical proof by PVS, a translator has been developed in this work. The combined method has been applied to a protection system function of Wolsong NPP SDS2(Steam Generator Low Level Trip)and found to be promising for further research and applications.

A controller and sensor fault tolerant system jot a steam generator is designed with fuzzy logic. A structure of the : proposed fault tolerant redundant system is composed of a supervisor and two fuzzy weighting modulators. A supervisor alternatively checks a controlled and a sensor induced performances to identify Which Part, a controller or a sensor, is faulty. In order to analyze controller induced performance both an error and a charge in error of the system output an chosen as fuzzy variables. The fuzzy logic jot a sensor induced performance uses two variables : a deviation between two sensor outputs and its frequency, Fuzzy weighting modulator generates an output signal compensated for faulty input signal. Simulations show that the : proposed fault tolerant control scheme jot a steam generator regulates welt water level by suppressing fault effect of either controllers or sensors. Therefore through duplicating sensors and controllers with the proposed fault tolerant scheme, both a reliability of a steam generator control and sensor system and that of a power plant increase even mote.

원자력발전소와 같이 복잡하고 안전성이 강조되는 경보처리 및 표시계통은 개발개념의 적합성 (설계요건의 타당성), 적용된 알고리즘의 완결성(지식기반과 소프트웨어의 확인)과 인간공학적 유용성의 평가가 상당히 중요하다. 동적 경보계통(Alarm and Diagnosis-Integrated Operator Support System : ADIOS)은 다음과 같은 실험을 통해 경보처리 알고리즘의 완결성과 인간공학적 유용성을 확인하였다.·예비기능시험(Preliminary functional test)·Petri net 을 이용한 알고리즘의 완결성 확인(Verification)·전규모 시뮬레이션 환경에서의 인간공학적 성능평가(Validation and Evaluation)

In this paper a prototype of Requirement Tracking and Verification System(RTVS) for a Distributed Control System was implemented and tested. The RTVS is a software design and verification tool. The main functions required by the RTVS are managing, tracking and verification of the software requirements listed in the documentation of the DCS. The analysis of DCS software design procedures and inter(aces with documents were performed to define the user of the RTVS, and the design requirements for RTVS were developed.

최신 제어이론의 한 분야인 이산사건 동적시스템 (DEDS ; Discrete Event Dynamic System) 제어이론을 원전의 제한 계통에 적용하였다. 이산사건 이론을 원전의 제한 계통 제어 절차에 적용하면 보다 체계적이고 조직적으로 제한 계통을 위한 제어기를 구축할 수 있는 장점이 있다. 본 논문에서는 제한 계통 상태 및 운전원의 조치사항을 이산사건 시스템으로 모델링하여 제약조건에 맞는 수퍼바이저를 구성하고 이를 바탕으로 제한 계통 제어기를 구축하는 방법을 제시하였다.

화학 추적자 방법에 의한 정밀 유량 측정기술을 개발하여, 원자력 발전소 주급수 계통의 유량 측정에 사용되고 있는 차압식 유량계의 유량검증에 활용함으로서 발전소의 안전성을 유지하면서 동시에 출력을 극대화하는 것을 목표로 추적자 이용 유량 측정법을 개발하였으며 그 정확도와 유효성에 대한 실험적인 검토를 하여왔다 본 논문에서는 월성 1호기 증기발생기 주급수 유량측정에 동 방법을 적용한 결과를 통하여 추적자 방법의 유효성에 대하여 검토하였다.

PWR 정지시 일차계통 수화학 제어의 주요대상은 계통표면에 침적된 부식생성물의 주성분인 비화학양론적 니켈(코발트)페라이트로서, 산성-환원 단계에서 용존수소에 의해 Ni$^{\circ}$ (또는 Co$^{\circ}$)로 환원되고 산성-산화 단계에서 용존산소에 의해 Ni$^{2+}$ (또는 CO$^{2+}$)로 산화되어 이온교환기에 의해 제거된다 본 연구에서는, 니켈 및 코발트 산화물의 25~300 $^{\circ}C$ 환원 또는 산화반응 시 표준자유에너지의 변화 및 용존수소 또는 용존산소의 요구농도를 계산하여, 원자로 정지시 일차계통수 용존 기체의 제어조건을 고찰하였다. 산성-환원 단계의 냉각재 온도인 300~82$^{\circ}C$ 범위에서 용존수소가 충분할 경우 열역학적으로 $^{58}$ Co(또는 $^{60}$Co)Fe$_2$O$_4$$\longrightarrow$Co의 역반응이 억제되므로서 노심외 계통부위 침적이 감소될 수 있기 때문에, 용존수소를 온도에 따라 요구농도 곡선 위로 약간 높게 유지하는 것보다 25~50 cc/kg-$H_2O$로 유지하는 방식이 바람직한 반면, 용존산소를 제공하는 과산화수소 농도가) 2.7 ppm일 때 NiFe$_2$O$_4$$\longrightarrow$Ni$_2$O$_4$(+$\alpha$-Fe$_2$O$_3$) 반응이 일어날 수 있기 때문에, 산성-산화 단계에서는 과산화수소의 냉각재 농도를 이보다 낮게 유지하는 것이 바람직하다.

영광 5,6호기 유출계통의 과도현상을 평가하기 위해서 Electric Power Research Institute (EPRI)에서 개발한 발전소 과도해석용 코드인 Modular Modeling System-Real Time Capable (MMS-RTC) 코드를 이용하여 유출계통의 모델을 구성하였다. 구성된 모델을 이용하여 수력학적 현상을 모사하고 배압제어벨브 제어기의 제어변수 및 유출 오리피스 차단벨브의 Stroke Time 등의 운전특성을 고려하여 수력학적 현상을 분석하였다. 분석결과 배압제어벨브 제어기 제어변수의 적절한 선정이 계통의 과도현상 완화에 매우 중요한 인자임을 알 수 있었고, 유출 오리피스차단벨브의 Stroke Time의 변화가 유출계통의 과도현상에 상당한 영향을 미치고 있음을 알았다. 결과적으로 유출계통의 과도상태를 적절하게 제어하기 위해서는 벨브의 특성, 벨브의 Stroke Time 및 배압제어밸브 제어기 제어변수들이 적절히 선정하여야 한다고 판단된다.

증기발생기에서 부식에 의한 전열관 손상은 전열관과 관판사이의 틈새에서 대부분 발생되고 이 틈새에서의 수질환경에 좌우된다. 틈새에서는 과열도가 높아 미량의 불순물이 농축되면서 틈새수화학 (crevice chemistry)은 증기발생기 내부수 수화학과는 달라진다. 전열관 손상을 억제하기 위해서는 틈새수질을 적절히 제어하여야 하는데 이는 틈새수화학을 정확히 분석평가할 수 있는 기술을 기반으로 하여야 한다. .기존의 틈새수질을 계산하는 방법으로는 증기발생기 내부수에 비해 틈새에서 화학종들이 얼마나 농축되는지를 가정하는 농축도 (concentration factor) 방법이 있으나 가정에 의한 불확실성으로 인해 틈새수질을 정확히 해석할 수 없었다. 그러나 원전 증기발생기의 잠복불순물 방출시험 자료로부터 틈새수질을 보다 정확히 평가할 수 있는 새로운 개념의 몰비지수(molar ratio index) 방법이 최근 EPRI에서 제시되었고 EPRI 산하의 많은 발전소에서 적용중이다. 본 연구에서는 PWR 원전 증기발생기의 틈새수화학을 평가할 수 있는 기술을 개발하기 위해 잠복불순물 방출시험 자료로부터 틈새에서의 몰비지수를 계산할 수 있는 CRAP (CRevice-chemistry Analysis Program) 전산프로그램을 작성하였다 CRAP를 국내원전에 적용하여 증기발생기 및 그 틈새에서의 수화학을 평가하였다.

A software called KEPCO RCM workstation (KRCM) has been developed to optimize the maintenance strategies of Korean nuclear power plants. The program modules the KRCM were designed in a manner that combines EPRI methodologies and KEPRI analysis technique. The KRCM is being applied to the three Pilot systems, chemical and volume control system, main steam system, and compressed air system of Yonggwang units 1&2. In addition, the KRCM can be utilized as a tool to meet a part of the requirements maintenance rule (MR) imposed by U.S. NRC.

원전 발전의 초기단계에서는 작업자 회폭의 대부분이 핵연료 파손에 외한 피폭이었으며, 부식생성물의 방사화에 의한 피폭이 상대적으로 적었으나 재료 가공 처리 기술의 진보에 의해 핵연료 파손물이 감소함에 따라 상대적으로 부식 생성물의 축적에 의한 작업자 피폭이 해결해야할 중요한 과제가 되었다. 여러 가지 자료들을 통해 작업자 피폭이 부식 생성물의 이동 메카니즘들에 의해 일어남이 밝혀지고 ICRP 권장 작업자 피폭 제한치가 연간 5rem 에서 2rem 으로 피폭 하향 조정됨에 따라 부식 생성물의 제어와 계측이 필요하게 되었다. 이를 위해 본 연구에서는 COTRAN을 이용해 차세대 원전 1차계통내 부식 생성물 평가를 하였다. 특히 여러인자중 pH, 재질 및 제염 등을 고려하여 각각에 대한 영향을 평가하였다

국내 가압경수로 가압기 안전밸브는 운영기술지침서에 따라 운전 중과 같은 환경조건에서 압력설정치(2,485 psig) 시험을 수행하도록 규정되어 있다. 가압기 안전 밸브는 일정한 주기로 압력설정치 시험이 수행되고 있으나, 시험시의 주변 온도, 사용 유체 등 그 시험 조건에 따라 압력설정 허용치 $\pm$1% 이상의 편차가 발생할 수 있음이 확인되고 있다. 본 연구에서는 압력설정치 시험시의 주변온도 상태에 따른 설정치 변동 사례를 조사하고, 보수 후 압력설정치 조정을 위한 대체 방안과 그 문제점을 고찰하였다.

PWR 원전의 냉각재 화학 및 체적제어 계통(CVCS) 정화 탈염기는 핵연료에서 방출된 핵분열 생성물질과 방사성 부식생성물을 제거하여 계통 내 방사능 준위를 낮추고, 부식을 유발하는 불순물을 제거하여 계통의 건전성을 유지하며, pH 조절제인 리튬($^{7}$ Li$_3$)의 농도조절을 통해 냉각계 수화학 환경을 최적으로 유지시킨다. 이를 위해 CVCS에는 정화용 혼상 탈염기와 $^{7}$ Li$_3$ 조절용 양이온 탈염기가 설치되었으며, 각각의 탈염기는 독립적인 기능을 수행한다. 이는 원전 운전 중 중성자와 붕소($^{10}$ B$_{5}$ )의 핵반응으로 생성된 $^{7}$ Li$_3$3 의 회수가 불가능하기 때문에 정화 탈염기에는 값비싼 $^{7}$ Li$_3$ 포화형 수지를 충전하여야 한다. Pn 원전은 연료교체를 위해 주기적으로 연료계장전 기간을 갖으며 이에 따라 원자로 기동 수화학, 운전중 B/Li 농도조절에 의한 pH 화학, 원자로 정지화학 등의 주기적인 냉각재 수화학 관리를 해오고 있다. 본 연구에서는 효율적인 정화탈염기의 운영방안을 제시함으로 운전중 붕소의 핵분열로 생성되는 $^{7}$ Li$_3$ 의 회수가 가능하고 수지의 사용량 절감으로 수지폐기물 발생량 저감화를 이를 수 있을 것으로 기대된다.

The Load Rejection to House Load test at 50% power was successfully peformed during the UCN 3 PAT period. In this test, all plant control systems automatically controlled the plant from 50% power to house load operation mode. The KISPAC code, which was used in the performance analysis during the design process of UCN 3&4, predictions of the test agreed with the measured data demonstrating the validity of the code as well as the completeness of the plant design.

In Yonggwang nuclear units 3 and 4 currently under commercial operation, the cold leg temperature was very close to the technical specification limit of 298$^{\circ}C$ during initial startup testing, which was caused by the higher-than-expected reactor coolant system flow. Accordingly, the reference temperature (Tref) program needed to be revised to allow more flexibility for plant operations. In this study, the method of a specific test performed at Yonggwang nuclear unit 4 to revise the Tref program was described and the test results were discussed. In addition, the modified Tref program was evaluated on its potential impacts on system performance and safety. The methods of changing the Tref program and the associated pressurizer level setpoint program were also explained. Finally, for Ulchin nuclear unit 3 and 4 currently under initial startup testing, the effects of reactor coolant system flow rate on the coolant temperature were evaluated from the thermal hydraulic standpoint and an optimum Tref program was recommended.

출력운전 동안 원자로 냉각재의 정화 없이 운전하는 SMART원자로의 수화학 설계 요건을 정립하기 위하여 핵연료 피복관 및 계통재질의 부식을 최소화하고 부식 생성물의 방사화에 의한 방사선 준위의 상승을 억제하기 위한 수화학 운전 변수에 대한 정성적인 분석을 시도하였다. 원자로냉각재 의 pH 제어 계통을 구성하는 재질의 부식에 따른 건전성, 부식생성물의 거동 및 원자로 냉각재의 방사선 준위 측면에서 수화학 설계 요건이 적절한지의 여부를 살펴보았다 분석 결과, 원자로냉각재의 pH 제어는 암모니아를 이용하므로 높은 pH(= 9.5∼10.6)에서 운전이 가능하며, 계통재질의 부식을 최소화하며 방사선 준위의 상승을 억제할 수 있었다. 또한 SMART 증기발생기 튜브에 사용된 titanium 합금은 주어진 운전 조건하에서 Inconel-600보다 내 부식성이 매우(약 12 배) 우수하였다.

he Reactor Coolant Gas Vent System(RCGVS) design for Ulchin Nuclear Power Plant Units 3&4(UCN 3&4) has been improved from the Yonggwang Nuclear Power Plant Units 3&4(YGN 3&4) based on the evaluation results for depressurization capability tests performed at YGN 3&4. There has been a series of plant safety analyses for Natural Circulation Cooldown(NCC) event and thermo-dynamic analyses with RELAP5 code for the steam blowdown Phenomena in order to optimize the orifice size of UCN 3&4 RCGVS. Baesd on these analyses results, the RCGVS orifice size for UCN 3&4 has been reduced to 9/32 inch from the l1/32 inch for YGN 3&4. The depressurization capability tests, which were performed at UCN 3 in order to verify the FSAR NCC analysis results, show that the RCGVS depressurization rates are being within the acceptable ranges. Therefore, it is concluded that the orificed flow path of UCN 3&4 RCGVS is adequately designed, and can provide the safety-grade depressurization capability required for a safe plant operation.

SMART 관류형증기발생기의 유동 불안정성을 분석할 수 있는 시간영역-비선형 해석모델을 개발하였다. 해석모델은 일차계통 모델을 포함하고 있으며 이차측 튜브 양단에 일정압력 경계조건을 이용하고 내부에서는 평형 균질 이상유동 모델을 도입하였다. 기존의 정상 상태 및 임계조건에 대한 실험 결과와 개발된 해석모델 모델을 이용한 계산 결과를 비교한 뒤 임계점 이후 나타나는 진동의 특성을 분석하였다. 개발된 해석모델은 SMART 관류형증기발생기에서 발생할 수 있는 유동 진동의 특성과 영향을 파악하고 유동 불안정성을 막기 위한 입구 오리피스 설계의 목적에 활용할 수 있을 것이다.

표면장력이 운동량 방정식에 고려되어 완전한 방곡형으로 변환된 이상유동 방정식에 그동안 적용이 까다로왔던 고차의 Upwind 수치 방법을 처음으로 적용하였다. 이로인하여 기존의 유한 차분 수치 해석방법에서 필연적으로 나타나는 인위적인 감쇄 및 수치적 확산 문제를 개선할 수 있는 방법이 본 연구에 의해서 개발되었다 개발된 수치스킴은 MUSCL기법을 이용한 Flux of extrapolation방법을 사용하였고 시간에 대해서는 Fractional time step방법을 이용하여 공간 및 시간에 대하여 이차의 정확도를 가지게 하였다. 개발된 방범의 수치실험 결과 기존의 유한 차분법에서 발생하는 제반의 문제점들을 보완하고 보다 개선된 해를 얻을 수 있는 가능성을 확인하였다.

Film boiling is the heat transfer mechanism that can occurs when large temperature differences exist between a cold liquid and hot material. In the nuclear reactor safety analysis, film boiling has become an important issue in recent years. During severe accident, hot molten corium fall into relatively cool water, and fragment into spheres or sphere-like particles. If the steam explosion is triggered, the thermal energy of corium is converted into the mechanical energy that can threaten the integrity of reactor vessel or reactor cavity. One of the important concerns in the heat transfer analysis during pre-mixing stage is the film boiling heat transfer between the corium and water/steam two-phase flow. Until now, considerable works on film boiling heat been performed. However, there is no available correlation adequate for severe accident analysis. In this study, boiling heat transfer correlations have been developed, and their applicable ranges heat been enlarged and their prediction accuracy has been enhanced.

With using artificial neural networks (ANNs), an analytical study related to the heated length effect on critical heat flux(CHF) has been carried out to make an improvement of the CHF prediction accuracy based on local condition correlations or table. It has been carried out to suggest a feasible criterion of the threshold length-to-diameter (L/D) value in which heated length could affect CHF. And within the criterion, a L/D correction factor has been developed through conventional regression. In order to validate the developed L/D correction factor, CHF experiment for various heated lengths have been carried out under low and intermediate pressure conditions. The developed threshold L/D correlation provides a new feasible criterion of L/D threshold value. The developed correction factor gives a reasonable accuracy fur the original database, showing the error of -2.18% for average and 27.75% for RMS, and promising results for new experimental data.

A theoretical critical heat flux (CLE) model. based on lateral bubble coalescence on the heated wall, is proposed to predict the subcooled flow boiling CHF in a uniformly heated vertical tube. The model is based on the concept that a single layer of bubbles contacted to the heated wall events a bulk liquid from reaching the wall at near CHF condition. Comparisons between the model predictions and experimental data result in satisfactory agreement within less than 9.73 % root-mean-square error by the appropriate choice of the critical void fraction in the bubbly layer. The present model shows comparable performance with the CHF look-up table of Groeneveld et al.

유동장에서의 기포거동 정보의 중요성 때문에 이를 정확히 측정하기 위한 실험방법이 여러 가지로 발전해 왔지만 아직까지도 기포분포에 대한 정확한 정보 추출에는 도달하지 못하고 있다. 본 연구에서는 원래 의공학분야에서 새로운 tomography 기술로 연구되고 있는 EIT(Electrical Impedance Tomography) 기술을 2상유동에서의 기포분포 측정방법 개발에 적용하기 위한 기초연구와 기포분포 가시화를 위한 전산실험을 수행하였다. 기포분포 가시화를 위해서는 EIT inverse problem solver로 많이 사용되는 iNR(improved Newton-Raphson) 계열의 EIT 염상복원 프로그램을 본 연구진이 유전알고리즘(Genetic Algorithm)과 fuzzy-based mesh grouping 방법을 추가하여 개선한 영상복원프로그램을 사용하였다. 전산실험 결과 본 영상복원프로그램으로는 12$\times$12의 분해능으로 모사되는 기포분포를 저항률 오차한도 $\pm$1%의 신뢰도로 PC상에서 복원이 가능함을 확인하였다.

수직 관다발형 비등관에서의 밀도파 진동 및 유동 폭주형 이상유동 불안정성을 해석하기 위하여 선형화 기법 및 D-partition 방법론에 근거한 해석 코드(ALFS)를 개발하고 기존 실험자료 분석을 통해 코드의 예측 성능을 평가하였다. 그 결과 이상유동이 평형상태에 있는 것으로 가정하는 가장 단순한 모델인 HEM은 전반적으로 유동 불안정성 발생 시점의 열출력을 실험치보다 약 20% 정도 낮게 예측하였으며, 이상 유동의 속도 및 온도의 비평형 상태를 고려하는DEM과 DNEM에 의한 예측 결과는 7∼15%의 평균 오차 범위에서 실험 자료를 예측하는 것으로 나타났다.

이상 유동 지배 방정식에 두 상의 경계면 두께 개념을 도입하여 액체 내부에서의 기포 거동에 대한 동적 안정성을 이론적으로 해석하였다. 현재까지 기포의 안정성은 실험과 거시적인 물리적 이론에 의하여만 정적으로 연구되어 왔으나, 상간의 압력 불연속성을 표면장력 모델링을 이용하여 해석적으로 해결 함으로서 기포 안정성에 대한 정량적인 분석을 가능하게 하였다. 그 결과 기포의 안정성은 기존의 무차윈 Weber수 이외에 Reynolds수 그리고 유체의 점성력과 Capillary파와 관련된 무차원 수에 의해서도 영향을 받는 것으로 밝혀졌다.

계면면적 밀도는 two-fluid 모델에서 각 상 간의 상호작용에 영향을 주는 중요한 인자로서 이상유동 현상의 해석을 위하여는 이의 적절한 모델링이 필요하다. 계면면적 밀도의 모델링은 크게 상관식에 의존하는 방법론과 수송 방정식을 사용한 이론적인 접근방식으로 개발되어왔다. 후자는 시간적, 공간적으로 변하고 있는 동적 유동조건에 대하여 계면면적 밀도를 효과적으로 예측할 수 있는 방법론으로서 flow regime의 의존성을 줄이거나 없앨 수 있는 장점을 가진다. 계면면적 수송 방정식은 유체입자의 수밀도에 대한 수송 방정식의 통계적인 모델로부터 유도되며 입자들의 상호작용 및 상변화와 관련된 생성항을 포함하고 있다. 본 연구에서는 계면면적 밀도 수송 방정식 및 그 구성 모델들에 대한 연구현황을 정리하였다.

A pressure drop model for the PWR grids with and without mixing device is proposed at single phase based on the fluid mechanistic approach. Total pressure loss is expressed in additive way for form and frictional losses. The general friction factor correlations and form drag coefficients available in the open literatures are used to the model. As the results, the model shows better predictions than the existing ones for the non-mixing grids, and reasonable agreements with the available experimental data for mixing grids. Therefore it is concluded that the proposed model for pressure drop can provide sufficiently good approximation for grid optimization and design calculation in advanced grid development.

최근 울진 1,2호기의 급정지 제어봉 E.C.T(Eddy Current Test) 결과 Fretting Wear가 심한 것이 관찰되었다. 이는 유동유발 진동에 의해 제어봉과 그 지지물 간의 접촉으로 인한 손상이 주요인으로 추정되고 있다. 제어봉 손상은 제어봉 교체로 인한 비용뿐만 아니라 마모금속의 방사화로 인한 냉각재의 오염을 수반한다. 따라서 본 연구는 원자로의 유동유발진동을 선별하여 파손 위치 및 형태, 유동조건, 제어봉과 안내관의 기하학적 구조 등을 분석한 결과 지배적인 손상원인을 Turbulence Excitation과 Fluidelastic Instability로 선정하였다. 특히 안내관내의 6번째 card 위치에서 발생하는 높은 마모현상이 난류도 증가에 의한 손상임을 제시하였다

최근 국내의 PWR 발전소에서는 유체유발진동에 의한 핵연료의 Fretting Wear가 많이 발생하였다. 이는 Baffle Jetting이나 그 밖의 요인도 있을 수 있으나 핵연료의 장주기화, 높은 열적여유도등의 설계요건을 만족하기 위한 노심 내의 유동조건 변화에 기인한다. 특히 고리 2호기에서 발생한 핵연료 손상 중 15%정도가 유체유발진동으로 추정되고 있다. 따라서 본 연구는 손상 핵연료의 노심내 위치, 부위, 유동조건 등으로 부터 유체유발진동의 주요 손상 원인을 규명하는데 있다. 이를 위해 핵연료 집합체에서 발생할 수 있는 유체유발진동 메카니즘의 특징과 유동조건, 손상 핵연료의 노심내 위치, 파손 부위, 집합체와 지지격자의 기하학적 형태를 고려한 유동 방향 등을 연관 분석 결과 파손을 일으키는 주요원인을 단일 집합체 내에서 발생되는 Vortex Shedding과 인접한 집합체 사이에서 발생되는 Fluidelastic Instability의 중복효과로 규명하였다 또한 최근 핵연료 설계에 도입된 Mixing Vane의 효과가 과도하여 핵연료 손상을 일으키는 가설을 정립하였다.

Two different types the CANDU fuel bundles hue been modeled for the ASSERT-IV code subchannel analysis. From calculated values of mixture enthalpy and void paction distributions in the fuel bundles, it is found that net buoyancy effect is pronounced in the central region of the DUPIC fuel bundle when compared with the standard CANDU fuel bundle. It is also found that the central region of the DUPIC fuel bundle can be cooled more efficiently than that of the standard fuel bundle. From calculated mixture enthalpy distribution at the exit of fuel channel, it is found that the mixture enthalpy and void fraction can be highest in the peripheral region of the DUPIC fuel bundle. On the other hand, the enthalpy and the void fraction were found to be highest in the central region of the standard CANDU fuel bundle at the exit of the fuel channel. This study shows that the subchannel analysis is very useful assessing thermal behavior of the fuel bundle that could be used in CANDU reactors.

가압경수로에서 열여유도를 평가하는 당대의 접근 방범이 고찰되었다. 통상적으로 열여유도 평가는 국부 열속이 임계열속(CHF: Critical Heat Flux)으로부터 떨어진 거리로부터 도출된 핵비등이탈률(DNBR: Departure from Nucleate Boiling Ratio) 개념을 사용하여 수행된다. 본 연구에서는 열여유도 정가에 대하여 제기되는 문제가 당대의 접근 방법에 이러한 영향을 주는 지 평가하고 이에 대한 향후 연구 방향을 살펴 보고자 하는 것이다. 혼합날게 그리드에 의해 야기되는 와류 효과가 크면 클수록 현재의 부수로 분석 방법의 신뢰성이 제고되며 상관식의 예측 성능을 평가할 때 데이터 분포가 중요하다는 착안점이 얻어졌다.

범용 전산유체해석(computational fluid dynamics) 코드인 CFX를 이용하여 지지격자 형상에 따른 봉다발 부수로에서의 난류유동 수치해석을 수행하였다 ABB와 SIMENS가 각각 개발한 split vane이 부착된 지지격자와 원자력연구소가 개발중인 회전유동 발생장치가 부착된 지지격자를 포함하는 부수로 난류유동을 분석하였다. 각각의 지지격자 형상에 대해 부수로에서의 축방향 속도, 횡방향 속도, 난류 운동에너지, 와류크기와 압력강하 둥을 비교-분석하였다. 세가지 경우 모두 유사한 경향을 나타냈으나 SIMENS split vane의 유동 전향날개가 크기때문에 와류와 압력강하가 다소 크게 예측되었다. 난류 운동에너지와 와류크기는 지지격자 근처에서 현저히 증가한 후 급격히 감소하는 측정결과를 CFX예측결과에서도 확인할 수 있었다. CFX 예측결과는 지지격자 근처에서 실험 결과와 다소 큰 차이를 보였으나 비교적 부수로 유동특성을 잘 나타낸다.

난류혼합율에 대한 예측은 원자로의 노심 열수력 설계에 있어 매우 중요한 일이다. 봉다발 구조에서 난류혼합의 주요 원인으로 지목되고 있는 유동액동(flow pulsation) 현상에 대한 척도평가(scale analysis)틀 통해 봉다발 유동장을 흐르는 저 Prandtl 수 유채에 대판 난류혼합율 평가식을 유도하였다. 난류혼합에 기여하는 인자가 분자운동, 등방성 난류운동(유동맥동 효과률 배제한 난류운동), 그리고 유동맥동의 세 부분으로 구성되어 있다고 가정하고, 각각에 대한 길이 및 속도척도를 평가하여 난류혼합율을 유도하였다. 평가식에는 P/D, Re수 P${\gamma}$ 수 등의 인자가 고려되어 있어 다양한 기하학적, 수력학적 조건과 유체의 물리적 특성이 반영되어 있다. 유도원 난류혼합율 평가식을 실험 상관식과 비교하였으며, 비교 결과 만족스러운 것으로 나타났다.

본 논문은 농축도 0.9%의 순환우라늄 핵연료(CANFLEX-RU)에 대한 축방향 출력분포(AFD) 및 반경방향 출력분포(RFD) 특성을 조사하고 CANFLEX-RU 다발이 장전된 CANDU줄 채널의 예비 열수력 해석을 수행하였다. CANFLEX-RU 다발의 4 bundle shift 핵연료 교체 방법에 따라 AFD 분포 특성은 정점(Peak) 열속이 채널 상류쪽으로 이동하였고 채널 중심 부근에서 평탄하거나 다소 오목한 형상을 보여주었다. RFD 분포를 표현하는 적절한 변수로서 국부 다발열유속비를 정의하고, 이 비와 국부 표면열유속비의 상호 관계식을 도출하였다. 연소도에 따른 최외환봉의 국부 다발열유속비 변화를 조사한 결과로서, CANFLEX-RU 다발의 최대 국부 다발열유속비는 초기 연소도에서 발생되었고 이 값 CANFLEX-NU 다발 보다는 크고 37-핵연료봉다발 보다는 작았다. CCP 계산시에 RFD 분포 효과를 고려하는 방안으로서 최외환봉 열유속을 다발의 국부 열유속으로 가정하였다 이는 임계열유속이 -10.2% 감소한 조건을 사용하여 CCP를 계산하는 결과가 되었다. 다발-블균형 계수를 이용한 CCP 민감도 결과와 본 계산에서 얻은 CCP 결과에 의하면, CANFLEX-RU의 CCP 는 CANFLEX-NU에 비교해서 土1.0% 이내로 근사한 분포가 예상되었으며 이는 AFD 분포 효과가 RFD 분포에 의한 CCP 감소를 보상하기 때문이다. 결론적으로, CANFLEX-RU는 열수력적 설계 관점에서 CANFLEX-NU에 비교해서 열적 성능이 저하되지 않았고 따라서 기존 37-핵연료봉다발에 대한 CANFLEX-NU의 열여유도 증가와 같은 장점을 유지할 것으로 예상되었다.

Friction factor and two-phase flow frictional multiplier for a CANFLEX bundle are newly developed and presented in this paper. CANFLEX as a 43-element fuel bundle has been developed jointly by AECL/KAERI to provide greater operational flexibility for CANDU reactor operators and designers. Friction factor and two-phase flow frictional multiplier have been developed by using the experimental data of pressure drops obtained from two series of Freon-l34a (R-134a) CHF tests with a string of simulated CANFLEX bundles in a single phase and a two-phase flow conditions. The friction factor for a CANFLRX bundle is found to be about 20 % higher than that of Blasius for a smooth circular pipe. The pressure drop predicted by using the new correlations of friction factor and two-phase frictional multiplier are well agreed with the experimental pressure drop data of CANFLEX bundle within ${\pm}\;5\;%$ error.

증기 제트 응축에서 발생하는 응축하중을 실험적으로 고찰하였다. 네 가지 서로 다른 직경의 노즐 (5, 10, 15, 20mm) 과 증기분사기를 응축실험에 사용하였으며, 증기 질량유속과 물온도를 변화하면서 동압을 측정하였다. 실험결과에 의하면 압력파의 진폭은 노즐 직경이 작을수록 작았다. 한편 압력파의 진폭은 일반적으로 물온도가 증가할수록 증가하나 물온도가 어느 한도 이상으로 증가하면 오히려 감소하는 경향을 보였다. 그러나 물온도가 아주 높고 증기 질량유속이 큰 경우에는 불안정한 압력파가 발생할 가능성이 관찰되었다.

The standard RELAP5/MOD3.2 code were assessed with the condensation experiment in the presence of noncondensable gas in a vortical tube of PCCS of CP-1300. There are two wall film condensation models, the default model and the alternative model, in RELAP5/MOD3.2. The experimental apparatus was modeled with the two models, md simulations were performed for several sub-tests to be compared with the experimental results. In overall sense the simulation results showed that the default model of RELAP5/MOD3.2 under-predicts the heat transfer coefficients, while the alternative model over-predicts them throughout the condensing tube.

The calibrating method for an electrochemical Probe, neglecting the effect of the normal velocity on the mass transport, can cause large errors when applied to the measurement of wall shear rates in thin wavy flow with large amplitude waves. An extended calibrating method is developed to consider the contributions of the normal velocity. The inclusion of the turbulence-induced normal velocity term is found to have a negligible effect on the mass transfer coefficient. The contribution wave-induced normal velocity can be classified on the dimensionless parameter V. If V above a critical value of V, $V_{crit}$, the effects of the wave-induced normal velocity become larger with an increase in V. IF V its effects negligible for V < $V_{crit}$. The unknown shear rate is numerically determined by solving the 2-D mass transport equation inversely. The president inverse method can predict the unknown shear rate more accurately in thin wavy flow with large amplitude waves than the previous method.

The film condensation models in RELAP5/MOD3.1 and RELAP5/WOD3.2 are assessed with the data experiment performed in the scaled down condensation experimental facility with a single vertical tube inner diameter 46 mm in the range of pressure 0.1∼7.5 Mpa for the PSCS(Passive Secondary Condenser System) Both MOD3.1 and MOD3.2 don't shows any reliable predictions the experimental data The RELAP5/MOD3.1 overpredicts the heat transfer coefficients experiment, whereas the RELAP5/MOD3.2 underpredicts those data it is recommended that the film condonation model in RELAP5/MOD3.2 should be modified to hue a larger heat transfer coefficient than those the present model to give the reliable predictions.

An interfacial condensation heat transfer phenomenon in a steam/water countercurrent stratified flow in a nearly horizontal pipe has been experimentally investigated. The present study has been focused on the measurement of the temperature and velocity distributions within the water layer. In particular, the water layer thickness used in the present work is large enough so that the turbulent mixing is limited and the thermal stratification is established. As a result, the thermal resistance of the water layer to the condensation heat transfer is increased significantly. An empirical correlation of the interfacial condensation heat transfer has been developed. The present correlation agrees with the data within $\pm$15%

고온의 증기가 과냉각 상태의 물과 직접접촉에 의해 발생하는 응축현상(DCC Direct Contact Condensation)을 실험적으로 고찰하였다. 본 연구는 두단계로 나누어 수행하였다. 1단계 연구에서는 간단한 원형관 형태의 수평 노즐을 통하여 증기제트가 대기압 상태의 과냉각수로 분출될 때 증기제트 및 주위의 거동을 측정·분석하였다. 수조의 온도와 증기유량의 변화에 따른 증기제트의 축방향과 반경방향 온도분포와 수조 벽면에서의 동압을 측정하였으며, 고속 비디오 카메라를 사용하여 각각의 경우에 대하여 증기제트의 분출이미지를 촬영하였다. 벽면에서의 동압은 노즐의 분출구직경과 응축수의 온도에 비례하여 증가하였다. 2단계 연구에서는 몇가지 형태의 증기분사기 축소 모형에 대한 응축성능을 비교하였다. 이때에는 수조의 온도상승으로 인해 수조가 가압되는 정도를 알아보기 위해 수조를 밀봉한 상태로 실험을 수행하였다. 실험시 수조의 압력은 시간의 경과에 따라 계속적으로 증가하였으나, 이는 방출된 증기의 불완전한 응축에 의한 것은 아니고 증기의 분출과 응축으로 인한 응축수의 부피팽창과 수조 온도의 상승으로 인한 증기압의 상승 때문인 것으로 판단된다.

직접 접촉에 의한 응축 열전달은 혼합증기의 레이놀즈수, 비응축 가스(공기)의 질량비, 액막의 레이놀즈수, 그리고 액막의 과냉 정도에 따라 영향을 받게 된다. 이러한 변수들의 영향을 고찰하기 위하여 본 연구에서는 수평면으로부터 87˚ 기울어진 수직 사각 덕트에서 직접 접촉 응축 열전달 실험을 수행하였다. 위의 각 실험 변수에 따른 평균 열전달 대수의 변화를 고찰하였으며, 실험결과로부터 혼합증기 레이놀즈수, 비웅축 가스의 질량비, 액막 레이놀즈수, 그리고 제이콥수를 변수로 하여 직접 접촉 응축 열전달에 대한 평균 누셀트수에 대한 실험 상관식을 도출하였다. 혼합증기의 직접 접측 웅축 열전달에 대한 평균 열전달 계수는 비응축 가스의 질량비가 증가할수록 현저히 증가함을 보였으며, 액막의 과법 정도가 증가할수록 평균 열전달 계수는 감소하였다. 그리고 혼합증기의 레이놀즈수가 30,000 이상의 템위에서는 액막 레이놀즈수의 변화에 따라 평균 열전달 계수의 변화가 거의 없었다.

범용 전산유체 해석코드인 CFX 4.1을 사용하여 철재격납용기 표면을 전열면으로 이용하는 피동격납용기냉각계통에 대한 열전달 현상해석을 수행하였다. 철재격납용기 내부와 외부 채널에서 발생하는 열전달 현상을 모사하기 위하여 액막의 유동 및 온도계산 모델을 범용 전산유체해석코드인 CFX4.1에 적용하여 철재격납용기 내.외부의 표면을 흐르는 액막의 높이, 액막내 온도분포, 철재격납용기 내.외부의 온도, 유속 및 부피분율 등을 계산하는 복합 열전달 해석 방법론을 개발하였다. 해석결과는 향후 실험 둥을 통한 검증이 필요하나 피동형 격납용기템각계통에서 발생하는 물리적 현상들의 복합적인 거동 분석에 사용될 수 있는 것으로 평가되었다.

차세대 원자로(KNGR : Korea Next Generation Reactor)에는 새로운 안전개념으로서 피동형 안전주입탱크(Safety Injection Tank. SIT)의 도입을 고려하고 있는데, 이러한 피동형 유량조절기능은 안전주입탱크내의 유체기구(Fluidic device)인 볼텍스챔버(vortex chamber)에 의해 이루어진다. 볼텍스챔버는 내부에서 발생되는 와류강도에 따라 유동저항의 강도가 달라짐을 이용하여 유량을 피동적으로 조절할 수 있는 유체기구이다. 본 연구에서는 볼텍스챔버의 유동특성을 관찰하기 위하여 소규모 실험장치를 구축하고, 이를 이용하여 실험을 수행하였다. 본 연구는 두 단계로 수행되었다. 제1단계 실험에서는 볼텍스챔버의 기하학적 특성이 안전주입탱크의 안전주입수 방출특성에 미치는 영향에 대한 거시적 관점에서의 연구로서. 볼텍스챔버의 기하학적 변수(유입구 및 방출구의 직경)가 안전주입수의 방출과정에서 발생되는 SIT 내의수위 거동, 안전주입수의 방출유량 특성등에 미치는 영향에 대해 중점적으로 고찰하였다 제2단계 실험에서는 1단계 실험에서 관찰된 안전주입탱크의 여러 가지 방출특성과 볼텍스챔버 내부 유동장의 유동특성과의 관련성을 규명하기 위해 PIV (Particle Image Velocimetry)를 이용하여 볼텍스챔버의 기하학적 변수에 따른 유동장 내부의 국소 유속분포를 측정하였다.

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

유체내의 물체 주위에서 유동박리로 인해 생성되는 와류쉐딩은 열전달이나 물질전달을 촉진시키는 이점이 있으나, 항력을 증가시키거나 유동 및 온도의 요동에 의해 구조물을 손상시키는 단점이 있다. 특히 물체와 주위 유동 사이에 공진이 일어나면 항력값이 증가하면서 항력과 양력의 진폭이 급격히 증가하여 물체에 심각한 손상을 초래할 수 있다. 본 연구에서는 레이놀즈수 200 이하의 층류유동에서 공진시 물체 주위의 유동현상과 이로 인한 양력과 항력의 변화들을 수치해석방법을 통하여 분석하였다 수치해석은 일반좌표계에서 유한체적법을 적용하여 Navier-Stokes 방정식을 차분화하였다. 이때 방정식의 종속변수로는 공변속도를 채택하였으며, 이산화된 방정식은 분리단계법을 이용하여 수치해를 구하였다. 입구유속의 강제진동에 의한 사각실린더 주위의 와류쉐딩시 공진이 발생하는 강제진동수의 범위는 원통실린더의 경우와 유사하였으나 상대적으로 폭이 더 좁았다 그리고 공진이 발생하는 강제진동수의 범위는 진폭이 증가할수록 증가하였다. 쉐딩 진동수가 일정하면서 입구유속의 진폭이 증가하면 이에 비례하여 실린더 주위의 유속이 상대적으로 증가하게 되어 와도가 강해지면서 입추유속 진폭에 비례하여 항력의 평균값 뿐 아니라 항력과 양력의 진폭도 증가하였다. 그리고 실린더 뒷면의 와류 생성영역은 진폭에 비례하여 감소하였다. 진폭의 변화에 따라 상변화가 서로 상이한 것은 실린더 뒤쪽의 와류들이 상하면의 합력차이를 변화시켰고 이것이 진폭변화에 따라 상변화를 상이하게 나타나게 한 원인으로 진폭이 클수록 실린더 뒤쪽에서 압력변화가 심하게 변하면서 실린더 앞쪽까지 더 많은 영향을 미쳤기 때문이다.선원의 사용자에게 제공되는 최종방사능을 평가하는데 유용하게 사용될 수 있다.r의 분포를 보였다.cting the effect of earthquake on structures. This paper is based on the presented paper at the Bertero Symposium held in January 31an4 February 1 at Berkeley, California, USA which was entitled "Needs to Evaluate Real Seismic Performance of Buildings-Lessons from 1995 Hyogoken-Nambu Earthquake-". The lessons for buildings from the damage due to the Hyogoken-Nambu Earthquake are necessity to develop more rational seismic design codes based upon a performance-based design concept, and to evaluate seismic performance of existing buildings. In my keynote lecture at the Korean Association for Computational Structural Engineering, the history of seismic design and use of structural analysis in Japan, the lessons for buildings from the Hyogoken-Nambu Earthquake, the

고준위 방사성 폐기물 처분과 관련이 있는 가속기구동 소멸처리로는 미임계로이기 때문에 별도의 중성자원이 필요하다. 가속기에서 나오는 양성자를 받아 중성자를 발생시키는 중성자원으로 사용될 표적물로서 거론되는 방안중에 하나인 고체표적시스템에 대한 열전달 예비계산을 수행하였다. 고체표적물의 물질은 텅스텐을 대상으로 하였으며 표적시스템은 원통형구조를 가정하였다. 양성자 조사에 의한 텅스텐 물질의 핵파쇄반응으로 인한 내부발열을 모사하여 표적물내에서의 온도상승속도와 온도분포를 조사하였다. 계산결과 별도의 표적물에 대한 냉각시스템이 없는 상황에서 30∼37초만에 국부적으로 텅스텐의 온도가 녹는점 이상으로 상승하는 결과를 보였다. 따라서 고체표적물 시스템을 소멸처리로에서 사용하기 위해서는 표적물을 냉각시키기 위한 다각도의 방안이 모색되어야 한다.

일체형원자로인 SMART에서는 증기발생기와 주순환펌프가 배관으로 연결되어 있지 않고 주순환펌프를 통과한 냉각수가 압력헤더를 통하여 12개의 증기발생기 카세트로 흐르게 된다. 각 증기발생기 카세트를 통과하는 냉각수 유량분포의 비균일도를 운전모드에 따라 계산하여 이 압력헤더가 각 증기발생기 카세트로 흐르는 냉각수 유동분포에 미치는 영향을 분석하고 SMART 주순환펌프 압력헤더의 설계가 설계기준을 만족시키는 지를 검증하였다. 검증계산 결과 비균일도가 정상운전시는 0.8%. 비정상 운전시는 7.1%로 설계기준을 만족시키는 것을 확인하였다.

A new advanced integral reactor of 330 MWt thermal capacity named SMART (System-Integrated Modular Advanced Reactor) is currently under development in Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) for multi-purpose applications. Modular once-through steam generator (SG) and self-pressurizing pressurizer equipped with wet thermal insulator and cooler are essential components of the SMART. The SMART Provides safety systems such as Passive Residual Heat Removal System (PRHRS). In this study, a computer code for performance analysis of the PRHRS is developed by modeling relevant components and systems of the SMART. Using this computer code, a performance analysis of the PRHRS is performed in order to check whether the passive cooling concept using the PRHRS is feasible. The results of the analysis show that PRHRDS of the SMART has excellent passive heat removal characteristics.

프랑스 CEA 실험장치인 BETHSY 실험설비에서 수행된 부분충수 운전에 대한 실험인 6.9c 실험에 대한 MELCOR 1.8.3 의 평가를 수행하였다. 이 연구는 OECD/NEA 국제공동연구인 ISP-38 로 수행되었다. 평가결과, MELCOR 1.8.3 은 부분충수운전시 잔열제거계통 상실에 대한 예측능력이 있고 원자로 냉각재계통압력, 노심수위 등 전반적으로 거동을 잘 모의하고 있다고 판단되었다. 그러나 민감도 분석에서 도출된 결론에 의하여 상간의 운동량 전달 및 Liquid Entrainment모델에 있어서 개선 필요성이 있는 것으로 평가되었다.

Thermal fluid mixing behavior during a postulated medium-size hot leg break loss of coolant accident is analyzed for the international comparative assessment study on pressurized thermal shock (PTS-ICAS) proposed by OECD-NEA. The applicability of RELAP5 code to analyze thermal fluid mixing behavior is evaluated through a simple modeling relevant to the problem constraints. Based on the calculation result, the onset of Thermal stratification is investigated using Theofanous's empirical correlation. Sensitivity calculations using a fine node model and crossflow model are also performed to evaluate the modeling capability on multi-dimensional characteristics related to thermal fluid mixing.

In order to enhance the dynamic and interactive simulation capability of a system thermal hydraulic code for nuclear power plant, applicability of flow network models in SINDA/FLUIN $T^{™}$ has been tested by modeling feedwater system and coupling to DSNP which is one of a system thermal hydraulic simulation code for a pressurized heavy water reactor. The feedwater system is selected since it is one of the most important balance of plant systems with a potential to greatly affect the behavior of nuclear steam supply system. The flow network model of this feedwater system consists of condenser, condensate pumps, low and high pressure heaters, deaerator, feedwater pumps, and control valves. This complicated flow network is modeled and coupled to DSNP and it is tested for several normal and abnormal transient conditions such turbine load maneuvering, turbine trip, and loss of class IV power. The results show reasonable behavior of the coupled code and also gives a good dynamic and interactive simulation capabilities for the several mild transient conditions. It has been found that coupling system thermal hydraulic code with a flow network code is a proper way of upgrading simulation capability of DSNP to mature nuclear plant analyzer (NPA).

The YGN Units 3&4 plant conditions during shutdown operation were reviewed to identified the possible even scenarios following the loss of shutdown cooling. The Thermal hydraulic analyses were performed for the five cases of RCS configurations under the worst event scenario, unavailable secondary cooling and no RCS inventory makeup, using the RELAP5/MOD3.2 code to investigate the plant behavior, From the analyses results, times to boil, times to core uncovery and times to core heat up were estimated to determined the containment closure time to prevent the uncontrolled released of fission products to atmosphere, These data provide useful information to the abnormal procedure to cope with event.

국내의 첫액금로가 될 KALIMER의 안전등급 잔열제거 계통인 PSDRS의 설계 및 설계/해석방법론 설정을 위하여 기존의 PSDRS 해석 코드인 기존의 PARS를 개선시킨 PARS2-iB를 개발하고 이를 이용하여 PSDRS내부 전열모드의 정성적 및 정량적 특성, 그리고 PSDRS 설계에서의 우선 고려 대상 설계인자 및 PSDRS 설계 해석 방법론 설정을 위한 PSDRS 작동 mechanism의 열유체적 연결 특성을 파악하였다.

The feasibility study on conceptual design methodology for accelerator-driven sodium-cooled sub-critical transmutation reactors has been conducted to optimize the design parameters from the scale laws and validates reactor performance with the integrated code system. A 1000 MWth sodium-cooled sub-critical transmutation reactor has been scale and verified through the methodology in this paper, which is referred to advanced Liquid Metal Reactor (ALMR). a Pb-Bi target material and a partitioned fuel are the liquid phases, and they are cooled by the circulation of secondary Pb-Bi coolant and by primary sodium coolant, respectively. Overall key design parameters are generated from the scale laws and they are improved and validated by the intergrated code system. Intergrated Code System (ICS) consist of LAHET, HMCNP, ORIGEN2, and COMMIX codes and some files. Through ICS the target region, the core region, and thermal-hydraulic related are analyzed once-through. Results of conceptual design are attached in this paper.

Computational fluid dynamics(CFD) code FLUENT[11 was used to simulate the thermal hydraulic processes occuring in conceptual design of the accelerator-driven subcritical reactor(ADSR) liquid lead target. The purpose of the analysis is to investigate the thermal hydraulic characteristics of liquid lead as ADSR target material with various target geometries and injection locations of proton beam. In the calculation analysis, the local temperature of the liquid lead target rises to the boiling temperature very rapidly When the proton beam is injected from the bottom of the target system, the duration time to reach the boiling temperature is longer and the temperature distribution is flatter than other cases.

액체금속로 순환 냉각재인 전기전도성 나트륨 유체를 전자기적으로 구동시키는 선형유도 전자펌프의 유로내 과기유체역학적(MHD) 특성 분포를 해석적으로 계산하였다. 유로 내 반지름 방향의 좌표에 따라 유속, 점성력 및 전자기 구동력 둥을 계산하여 하트만 수(H$_{a}$ )에 따른 유체 특성의 변화를 그래프로 도시하였다. 하트만 수(H$_{a}$ )가 증가할수록 도전성 나트륨 유체의 유속 분포는 점점 평탄해지고 점성력은 전자기력에 비해 무시할 정도로 작은 값을 가짐을 알 수 있었다. 따라서 적지 않은 자기장에 의해 구동되는 전자펌프에 있어서 금속 유체는 마치 일정 두께의 금속 고체로 취급될 수 있음을 예측할 수 있었다.

액체금속로의 노심은 핵연료봉과 와이어랩에 의한 부수로로 구성된 복잡한 기하학적 구조의 집합체로 이루어져 있다. 이러한 액체금속로의 정상상태 및 과도상태 노심열수력 상세해석을 위하여 부수로 해석코드 MATRA-LMR 코드를 개발하고 있다. 본 논문에서는 ORNL 19 Pin 실험결과와 EBR-II 실험 모의시 정상상태 노심열수력 해석코드인 SLTHEN 코드 계산에 사용되었던 실험데이타를 사용하여 현재 MATRA-LMR 코드로 계산을 수행한 후 그 결과를 비교.분석함으로써, MATRA-LMR 코드의 개발 상태를 평가해 보았다 ORNL 19 Pin 실험과 MATRA-LMR 계산를 비교한 결과 실험을 정확히 예측하는 것으로 나타났다. SLTHEN 코드 계산결과와의 비교에서는 집합체 평균 출구온도와 부수로 최대 출구온도를 비교한 결과 두 코드의 계산은 약 3% 이하의 차이를 보이고 있다. 현재의 MATRA-LMR 코드는 단일 집합체 계산만 가능하나 앞으로의 작업을 통해 전 노심 해석이 가능하도록 다중 집합체 계산 코드로 개발할 예정이다.

전기출력 150 MWe(열출력 392 MWth)의 U-Zr 이원합금핵연료 사용 소형노심인 액채금속로 KALIMER 98.03 설계 노심에 대하여 열수력 특성을 분석하고, 그 결과를 97.07 설계 노심의 열수력 설계특성과 비교.분석하였다. 분석을 위해서 냉각재 유량배분 계산에 ORFCE-F, 유량배분에 따를 온도계산에는 ORFCE-T를 사용하였는데, 이들은 현재 KALIMER 개발의 개념설계 초기 단계에서 사용하고 있는 모듈이다. 열수력 특성 분석은 먼저 각 집합체의 출력과 핵연료봉의 최고 선출력에 따라 유량그룹을 설정하고, 각 집합체의 최고온도 연료봉에 대하여 냉각재 온도, 피복관 중심온도, 핵연료 중심온도 등을 계산하는 방식으로 수행한다 열수력 특성분석 결과 98.03 설계 노심이 97.07 설계 노심에 비해 노심내 출력분포가 더욱 평탄화 되어, 노심 유량영역은 16개에서 11개로 감소되었고, 그에 따를 온도계산에서도 피복관 중심에서의 2$\sigma$ 온도가 6$65^{\circ}C$에서 628$^{\circ}C$로 낮아지는 둥 매우 향상된 설계임을 알 수 있었다.

원자력시설에서 배출되는 고준위 방사선 페기물이나 TRU 둥의 심지층처분의 보완책으로서 핵변환 (Transmutation) 처리방안이 연구되고 있다 이 핵변환시스템의 냉각재로서 액체금속류가 고려되고 있다. 본 연구에서는 핵변환로에 적합한 냉각물질을 도출하기 위해서 보다 합리적인 선정방법으로서 의사결정방법을 이용하여 중점비교 대상인 나트륨(Na), 나트륨-칼륨 합금(Na-K alloy), 납(Pb), 납-비스므스 합금(Pb-Bi alloy)에 대한 정량적 평가를 시도하였다. 아울러 이 냉각재 후보물질에 대한 냉각재로서의 적합성 여부를 비교 검토하였다. 본 방법을 이용한 결과 핵 변화로의 냉각재로서는 납-비스므스 합금이 가장 적합한 것으로 평가되었다.

한국원자력연구소에서는 원자력중장기연구의 일환으로 한국형 표준원전을 모의하는 종합열수력실증실험을 계획하고 있으며, 현재 실험장치에 대한 척도해석(Scaling Analysis), 예비해석(Scoping Analysis) 및 개념설계를 수행하고 있다. 본 논문에서는 영광 3/4호기를 대상으로 척도해석을 통하여 실험장치를 개념설계하고, 저온관 6인치 소형냉각재 상실사고에 대하여 예비해석을 수행한 결과를 보여준다. 개념설계된 실험장치는 높이비가 참조원자로와 동일하고, 체적비가 1/200이다. 실험장치의 개념설계는 이상유동에 대한 3단계 척도법을 적용하였으며, 개념설계의 타당성을 입증하기 위해 RELAP5/MOD3.1 코드를 사용하여 정상상태 및 저온관 6인치 소형냉각재 상실사고시 계통의 거동을 예비 계산하였다. 실험장치에 대한 예비해석결과 사고 거동이 참조원자로와 잘 일치하는 것으로 나타났다. 또한 수평관 및 주냉각재펌프의 척도기준이 사고의 진행과정에 영향을 미치는 중요한 인자로 밝혀졌다

이종 코드에 의한 CE형 발전소의 대형 냉각재 상실 사고 해석이 수행되었다. 이 연구는 상대적으로 최근에 개발된 웨스팅하우스 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 영광 3&4호기의 대형 냉각재 상실 사고를 계산해 봄으로써 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 개선 방향을 고찰하는 것을 목적으로 하였다. 계산은 가장 제한적인 대형 냉각재 상실 사고의 Blowdown 및 Refill 기간 동안 수행하였다. 이 기간 동안의 RCS내 열수력적 거동 및 연료봉 온도 변화는 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 계산한 경우와 크게 다르지 않음을 확인하였다. 따라서 향후 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 성능 개설은 Reflood 해석용 코드의 개선 및 개발을 중심으로 이루어져야 한다는 결론을 얻었다.

Henry-Fauske critical flow model was incorporated into TRAC-PF1 to correct some errors in the original TRAC-PFI critical flow model. Henry-Fouske mode1 was numerically implemented and tested against steady-state steam-water experimental data. The model was incorporated into TRAC-PFI and code assessment against Marviken Critical Flow Tests 15 and 24 was carried out. Calculations using RELAP5/MOD3 were also made for comparison. Ten cases were calculated each test and sensitivity study on nodalization as well as critical flow or model was performed Stand-alone numerical model test and code assessment were done for verification and validation of code modification. Calculation results show that the modified version of TRAC-PF1 has a capability to model critical flow correctly in various conditions.

A preliminary fuel channel analysis for 35% reactor inlet header (RIH) break in CANDU reactor loaded with the CANFLEX-RU fuel bundles has been performed. The predicted results are compared with those for the reactor compared with those for the reactor loaded with standard 37-element bundles. The maximum fuel centerline and sheath temperatures for the CANFLEX-RU bundle channel were lower by 338 and 122 $^{\circ}C$, respectively, than those for the standard bundle because of the Bower maximum linear power of the CANFLEX-RU bundle In spite of the 0.4 FPS higher power pulse of the CANFLEX-RU bundle case. Fuel integrity margin to fuel breakup for the CANFLEX-RU bundle is about 50 J/g higher than that for the standard bundle. The PT/CT contact for the CANFLEX-RU bundle occurred 2 s later than that for the standard bundle. The PT/CT contact temperature for the CANFLEX-RU bundle was 2 $^{\circ}C$ lower than that for the standard bundle. These provide the CANFLEX-RU bundle with the negligibly enhanced safety margin for the fuel channel integrity in CANDU 6 reactor, compared with the standard bundle.

가동중 원자력 발전소들에서는 압력격리밸브들에 대한 기술지침서 감시시험요건과 가동중 시험 규제요건을 충족시키기 위하여 누설시험을 일정 주기로 수행하고 있다. 동 주기시험은 ASME Ba&PV Code Sec. Xl IWV-3420 또는 ASME ON Code ISTC(Part 10) 4.2.2절의 운전에 부합되는 방법과 절차에 따라 이루어지도록 규정되어 있다. 이러한 주기시험의 근본 목적과 시험방법 및 절차요건에 대한 기술적 근거의 이해는 동 시험활동의 성과를 높이는데 큰 도움이 될 것임에 틀림없다. 따라서, 본 논문에서는 압력격리 밸브들에 대한 누설시험 목적 및 시험요건의 기술적 근거를 소개하였으며, 잠재적 문제점들을 도출하여 분석 검토하고 적절한 대처 방안을 제시하였다

차세대원자로의 붕산희석사고시 노심에 유입되는 저농도 붕산수 slug의 혼합현상에 대한 해석을 수행하였다. FLUENT V4.47을 이용하여 inherent event와 external event로 분류되는 SBLOCA시와 SIS 주입에 따른 급속붕산희석현상에 대해 인차원 축대칭을 가정하여 해석을 수행하였다. 각각의 경우에 대하여 사고시 노심에 추가되는 정반응도는 1.86 %$\Delta$$\rho$ 이하로 계산되었으며, 이 결과는 원자로정지여유도 6.5 %$\Delta$$\rho$다 작은 값을 가지므로 원자로의 안전성을 유지하기에 충분한 여유를 갖는 것으로 해석되었다.

본 논문에서는 DSNP로 개발된 EBR-II 시뮬레이션 프로그램을 이용하여 SHRT-45실험을 모의해석하고 실험결과와 비교 분석하였다. ULOF 사고시 노심과 계통에서 발생하늘 주요 현상학적인 특성과 이를 모의하기 위한 해석모델에 대하여 논의하였다. 특허 일차원적인 DSNP 코드로써 원자로 풀 내부에서 소듐의 혼합 및 성층화 현상과 같은 다차원적인 거동을 모의하는 방법을 검토하였다. 원자로 풀에서의 혼합모델을 적절히 조정함으로써 DSNP 코드는 일반적으로 ULOF 과도거동을 잘 예측하였다. SHRT-45 모의해석 결과, ULOF 발생시 금속핵연료를 사용하는 EBR-II노심의 고유 안전성과 피동 붕괴열 제거능력이 입증되었으며 이는 실험결과와 일치하였다.

원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융사고시 노심용융물과 내벽사이의 간극 및 외벽의 열대류계수의 건전성에 대한 영향을 고찰하기 위하여 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 간극 고려 여부와 외벽의 열대류계수 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도 및 응력 분포, Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다.

고리 1호기 원전 수명 연장을 위한 가압열충격(Pressurized Thermal Shock : PTS) 해석은 확률론적 안전성 평가 방법에 따라 수행된다. 본 연구는 가압열충격 상세 해석 연구의 일환으로 가압열충격 해석을 위한 계통해석시 사용되는 최적 평가(Best Estimate) 방법과 기존의 PCT(Peak Cladding Temperature) 관점의 해석에 사용되는 결정론적 안전성 평가 방법간의 해석 방법론 차이에 의한 열수력 거동의 상이점을 평가하기 위함이다. 이를 위해 1998년 설치 예정인 고리 1호기 교체 증기발생기(Replacement Steam Generator ; RSG) 안전성 분석 보고서$^{[1]}$ 의 주증기관 파단사고 해석 결과와 동일한 파단 크기 및 운전 출력에 대해 최적 평가 방법론에 따라 해석된 본 연구의 해석 결과를 비교, 평가하였다. 해석 결과 전출력 소형 주증기관 파단 사고에서는 터빈 유량 모델링 및 반응도 계수, 고온 영출력 대형 파단 사고에서는 가압기 모델, 반응도 계수 및 정지여유도가 해석 방법론에 따른 열수력 거동의 차이에 영향이 큰 것으로 평가되었다

원전 중대사고시 에어로졸 거동 현상과 분석 모델에 대한 이해의 증대와 분석 능력을 재선하기 위한 목적으로 OECD ISP-40에 참여하여 SR-11 에어로졸 부착 및 재부유 실험을 분석하였다.MELCOR 코드에 의한 부착 분석 결과, 부착량을 과소 예측하는 것으로 나타나 열영동 상관식 계수의 조정과 난류 효과의 고려 등 모델의 개선이 필요한 것으로 보이며, 분석모델 작성시 입자크기의 분포에 주의해야 함을 알 수 있었다. VICTORIA 코드는 부착량을 약간 과도하게 예측하였고 재부유가 초기에 과도하게 일어나는 것으로 예측하는 모델의 제한점을 나타냈다.

중대사고시 핵연료와 핵분열생성물의 거동을 파악하기 위한 PHEBUS FPTL 실험을 MELCOR 코드 version 1.8.4로 해석하고, 코드에 내장되어 있는 CORSOR 모델을 기본으로 요오드의 방출과 이송에 대한 해석을 수행하였다. 요오드의 방출에 대해서는 코드에 내장되어 있는 CORSOR-M, CORSOR-BOOTH 등의 방출모델과 CORSOR 모델의 방출분율의 변경에 따른 민감도 분석을 수행하였다. 격납용기내의 거동에 대하여서는 수용성 (Hygroscopic) 에어로졸에 관한 모델의 효과를 검토하였다.

울진 원전 3,4 호기를 대상으로 MAAP4.0.2 코드를 이용하여 발전소 정전사고를 모의/분석했다. 본 분석에서는 사고진행에 따른 일.이차계통의 상태변화를 원자로용기 파손때까지 상세 파악하였다. 사고관리 관점에서, 발전소 정전사고는 이차측의 대기방출밸브를 통한 강제감압에 의해 사고진행을 완화할 수 있으며 이러한 운전원 조치에 의한 완화효과를 검토하였다 그 결과 감압시작 2시간후에 일차측은 약 24$^{\circ}C$ 의 과냉각도를 보이며 안정되었고. 사고시작 1시간 후부터 3시간 동안의 강제감압이 성공한 경우, 노심노출시간 기준으로 약 2시간의 지면효과가 있었다.

To terminate the progression of the sever accident and mitigate the accident consequences, corium coaling has been suggested as one of most important design features considered in the swore accident mitigation. Till now, some kinds of cooling methodologies have been identified and, specially the corium cooling at the reactor cavity has been considered as one of the most promising cooling methodologies. Moreover, several design requirements related to the cerium cooling at the reactor cavity have been also suggested and applied to the design of the next generation reactor. In this study technical description are briefly described for the important issues related to the cerium cooling at the reactor cavity, i.e. cavity area, cavity flooding system, etc., and simple evaluation for those items have been performed considering present technical levels the experiment and analytical works..

국내 프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 캐비티의 격납건물 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심용융물 고압분출 실험을 수행하였다. 본 연구에서는 환형통로 면적과 파손 직경에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 저온 용융 합금물인 Wood's Metal, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였으며, 실험 결과는 물을 용융물 상사물로 사용한 전년 실험 결과(1)와 비교.분석하였다. 실험결과, 밀도가 물보다 큰 저온 용융 합금물을 사용한 경우는 물을 사용한 실험결과보다 밀도와 용융물의 벽면 고화고착 때문에 격납건물로 방출되는 용융물 양이 적게 나타났다. 물을 상사물로 사용한 경우와 같이 노심 용융물 고압분출에는 원자로 용기 파손직경이 많은 영향을 미치고 환형통로 면적은 큰 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 노심용융물 고압분출 실험에 중요한 영향을 미치는 실험 상사물의 밀도와 용융물의 벽면 고화부착에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 연구가 필요하다.

중대사고 해석 전산 코드 국산화의 필요성이 대두되고 있는 이때 우리가 개발해야 할 코드의 요건을 다음 여섯 가지로 정리하였다: 1) 종합적인 해석 코드. 2) 1차계통과 격납건물 모사 능력의 유연성, 3) 자세한 발전소 거동 모사, 4) 사용자 편의성, 5) 개선 및 새로운 모델 접목의 용이성. 그리소 6) 최신 모델 포함. 이런 관점에서 기존의 중대사고 해석코드를 분석한 결과 코드 개발의 기준 코드로 MELCOR를 선정하였다. MELCOR는 계통 모사의 유연성 때문에 상용 발전소 뿐만 아니라 앞으로 개발 계획 중인 차세대나 중소형 원자로까지도 확장이 가능하며, 상세한 열수력 기본 지배 방정식을 활용하고. 모델 분석 및 개선에 필요한 코드에의 자유로운 접근이 허용되며, 지속적인 코드 개선이 이루어져 최신 모델을 보유하고 있다. 이미 MELCOR는 상당한 수준의 결과를 예측하고 있기만. 노심 손상 모델을 개선하고 격납건물 안에서의 주요 현상 모사 모델을 추가하며. 또한 국내에서 이루어지고 있는 SONATA 실험이나 증기 폭발 실험 결과들을 MELCOR에 반영하는 것이 가급적 짧은 시간에 기술 자립을 이를 수 있는 방법으로 판단된다.

월성 발전소에서의 중대사고 진행을 예측하고 분석하기 위하여 CANDU 발전소의 중대사고 해석코드인 ISAAC을 이용하여 능동 안전 장치들이 동작하지 않는 발전소 정전사고에 대한 분석을 수행하였다. ISAAC은 사고 관리용 전산코드로 개발된 MAAP4/PWR를 근간으로 월성 발전소의 고유 특성에 관한 모델들을 추가하여 개발되었다 월성 발전소의 경우 칼랜드리아 안의 감속재와 칼랜드리아 볼트 안의 냉각수는 피동 열침원으로, 능동 안전 장치들이 동작하지 않는 중대사고시 노심으로부터의 붕괴열을 제거하여 노심 손상을 지연시킬 수 있다. 발전소 정전사고에 대한 ISAAC 계산 결과 노심 손상후 칼랜드리아 파손까지 약 40 시간이 예상되며, 이 동안에 운전자는 사고를 완화시킬 수 있는 방안을 모색할 수 있다. 따라서, 월성발전소의 피동안전장치는 사고 관리 전략 수립에 중요한 기능을 담당한다.

1000 MWe 국내 표준형 원전을 대상으로 노심이 손상되는 각종 중대사고 시나리오에 대하여 방사선원항 특성을 평가하기 위하여, 2단계 확률론적 안전성 평가 방법론에 따라 방사선원 방출군을 정의하고 원전 중대사고 발생시 격납건물 손상을 가정하여 각 방출군별로 격납건물 외부로 방출되는 방사능 방출율을 정량화하였다. 도출된 19개의 그룹중에서 방출률이 작거나 발생빈도가 낮은 7개를 제외하고 12가지 대표 사고경위에 대하여 계산을 수행하였으며, 분석결과는 격납건물 내에서 감쇄효과가 작은 증기발생기 세관 파단사고, 격납건물 격리 실패사고 및 조기 격납건물 파손사고 둥이 상대적으로 큰 방사능 방출량을 보여주었다

핵연료 피복관의 산화반응 현상은 중대사고시 원자로와 격납건물의 건전성을 위협하는 중요한 원인중의 하나이다 본 논문에서는 MELCOR에서 사용증인 Urbanic-Heidrich 상관식과 SCDAP/RELAP5/MOD3.1에서 사용중인 MATPRO-EG&G 상관식을 사용하여 산화 반응 모델이 노심손상에 미치는 영향을 울진원전3,4호기를 대상으로 MELCOR의 입력변수의 변화에 따른 민감도를 분석하였다. 분석결과, Urbanic-Heidrich 상관식이 MATPRO-EG&G상관식에 비해 핵연료 용융시작을 약 394초, 원자로 노심 하부에서의 용융물 재배치 (relocation)시작을 약 434초 가량 빨리 초래하여 사고진행에는 큰영향이 없음을 나타내고 있으나 노심하부 파손시점까지 발생한 수소량은 Urbanic-Heidrich 상관식이 MATPRO-EG&G상관식에 비해 약 1.4배정도 더 많이 발생시켜 격납건물 건전성에 대한 영향이 매우 크므로 보다 자세한 모델검토가 요구된다.

Experimental studies on heat transfer and solidification of the molten metal pool with overlying coolant with boiling were performed The simulant molten pool material is tin (Sn) with the melting temperature of 232$^{\circ}C$. Demineralized water and R113 are used as the working coolant. This work examines the crust formation and the heat transfer characteristics of the molten metal pool immersed in the boiling coolant. The Nusselt number and the Rayleigh number in the molten metal Pool region of this study are compared between the water coolant case and the R113 coolant case. The experimental results or the water coolant are higher than those for R113. Also, the empirical relationship of the Nusselt number and the Rayleigh number is compared with the literature correlations measure from mercury. The present experimental results are higher than the literature correlations. It is believed that this discrepancy is caused by the effect of heat loss to the environment on the natural convection heat transfer in the molten pool.

Three Mile Island Unit-2 (TMI-2)의 사고 후 OECD-NEA 주관의 연구에 의하면 압력용기 하부의 노즐이 국부열점(hot spot) 영역의 경우 거의 압력용기 바닥까지 용융되었음이 조사되었다. [1]. 이러한 재배치된 용융노심의 열속에 의하여 압력용기의 외부와 통하는 penetration tube weld(노즐 용접부)가 파손된다면 내부의 고압상태로 인해 penetration tube ejection 사고 및 이에 따르는 용융노심의 압력용기 외부로의 유출 가능성까지 배제할 수 없을 것이다. 본 연구의 출발점은 중대사고시 이러한 압력 및 열속에 따르는 노즐 용접부의 파손확률을 결정하는데 있다. 크리프 파출시 기존의 해석에서 쓰인 deterministic approach를 개선하여 probabilistic approach를 개발하였다. 또한 기존의 해석에서 쓰인 단순한 안전 여유도(margin-to-failure)의 개념과 비교하여 용접부에서의 파손확률을 계산하였다.

미국의 개량형 원자력 발전소 개념설계단계에서 중대사고시 사고완화를 위한 전략으로 원자로 압력용기 외부냉각 개념이 제안되었다. 중대사고 진행과정에서 노심용융물이 원자로 압력용기 하부헤드로 재배치 되었을 때 압력용기 외벽을 냉각함으로서 노심용융물을 압력용기 내부에 가두어 두어 격납건물 내로의 유출을 방지하는 방식이다. 이 연구에서는 원자로 압력용기 하부헤드 내의 노심용융물 거동중 자연 순환에 의한 거동을 수치적으로 모의하여 보았다. 연구결과, 정상상태의 온도 및 속도분포는 현상학적으로 적절하게 모의되나 고화와 액화의 경우에는 고유모델의 필요성이 요구되었다.

This paper presents preliminary findings regarding a modeling framework under development for use in a multi-attribute decision model for advanced emergency operating procedures(EOPs). This model provides a means for optimal decision making strategy for advanced emergency operating procedures conceptualizing the dynamic coordination of responsibilities and information in the human system interactions with advanced reactor systems. For the purpose of evaluation of the applicability of this modeling framework, an empirical case study for a post-cooldown strategy during an steam generator tube rupture (SGTR) accident was carried out. As a result, it was found empirically that the multi-attribute decision model is a useful tool for establishing advanced EOPs that reduce the operator's cognitive and decision making burden during the accident mitigation process.

Risk importance measures are widely wed to rank risk contributors in risk-based applications. Typically, Fussell-Vesely (F-V) importance and risk achievement worth (RAW) are used in the component importance raking for the reliability centered maintenance (RCM) analysis of safety system in nuclear power plants (NPPs). This study was performed as part of feasibility study on RCM for domestic NPPs, which is focused on the component importance ranking approach the maintenance recommendation. The approach of modulizing faulting tree basic events was applied in the simplification process of the PSA model and the validity of the approach was evaluated As a result of the case study, this paper included the importance and the maintenance recommendations for the safety-related equipments associated with safety injection and containment spray in large loss of coolant accident sequences.

사고관리 방안의 타당성에 대한 면밀한 정토를 위하여 제안된 방안에 대한 운전원의 수행 가능성을 평가하는 과정이 있다. 수행 가능성의 평가에서 기존의 적용 사례와 인적 오류 분석 기법들을 검토하여 기존의 인간 신뢰도 분석 기법을 활용하는데 발생하는 여러가지 문제를 점토하고 새로운 기법의 요건과 방향을 제시하였다. 또한, 산업안전관리 분야에서 사용되고 있는 IAD(industrial Accident Dynamics)를 기반으로 인적오류의 가능성을 분석하는 절차를 제안하였다

소형 냉각재상실사고 발생 후 고압안전주입이 작동하지 않는 경우, 국내 원자력발전소의 확률론적 안전성평가 (Probabilistic Safety Assessment: PSA) 에서 고려한 일차측 급속냉각 (Aggressive Cool Down of Reactor Coolant System)의 수행 가능성에 대한 논란이 있다. PSA분석 결과에 의하면, 일차측 급속냉각을 위해서는 운전원 조치가 전체 노심손상빈도에 큰 영향을 주고 있음을 보여주지만, 현재 작성되어 있는 국내 원자력발전소의 비상 운전절차서에 따르면 PSA 모델시 가정된 성공기준으로 일차측 급속냉각의 수행에 실패할 가능성이 매우 높은 것으로 판단된다. 이에 따라 본 논문에서는 소형 냉각재상실사고로 인한 노심 손상빈도 측면에서 PSA에서 사용한 일차측 급속냉각 성공기준과 인간오류에 대하여 민감도분석을 수행하였다. 또한 열수력학적 분석을 통해 일차측 급속냉각의 타당성과 성공기준을 재검토했다. 이 결과 일차측 급속냉각의 수행 가능성 여부와 노심 손상빈도에 미치는 영향을 도출하였고 일차측 급속냉각의 성공적 수행을 위한 새로운 성공기준을 제시한다.

본 논문은 원자력 발전소 안전계통/기기의 신뢰도를 평가하는데 있어서 필요한 데이터들을 관리하는 프로그램인 RAM-PRO의 계발에 관하여 기술하였다. RAM-PRO는 크게 두 가지의 프로그램으로 구성하였는데, 먼저 발전과장일지를 전산화하여 안전계통/기기와 관련된 시험, 운전이력을 데이터베이스에 저장하는 프로그램인 RAM-NOTE와 그 데이터로부터 신뢰도를 자동으로 계산하여주는 신뢰도 감시 프로그램인 RAM-REL으로 구현하였다. 이의 구현으로 인하여 실제로 월성 원자력 발전소 1호기의 예비/비상디젤발전기의 실제 데이터를 RAM-NOTE를 이용하여 입력하여 보았으며, 그 입력된 데이터베이스로부터 RAM-REL을 이용하여 신뢰도를 계산하여 보았다. 현재는 원자력 발전소의 모든 안전계통/기기에 적용 할 수 있도록 확장중에 있다.

Korean Next Generation Reactor(KNGR) is a standardized evolutionary Advanced Light Water Reactor design under development Korea Power Company(KEPCO). It incorporates design enhncements such as active and passive advanced design features(ADFs) to increase the plant safety. A Preliminary level 1 Probabilistic Safety Assessment(PSA) has been performed for KNGR to examine the effect of these safety features. The preliminary PSA result shows that it meets the KNGR safety goal on core damage frequency(CDF). The result of this safety assessment shows that the four-train safety systems, and the ADFs such as Passive Secondary Cooling System (PSCS) contributes greatly to the reduction the CDF. Furthermore, several design changes are made or proposed for detailed review based on the PSA insights.

원자력발전소 소외전원 상실 시 발전소를 안전하게 정지시키기 위한 비상디젤발전기의 신뢰성 평가는 계속적으로 수행되고 있는 연구과제 중 하나이다. 본 논문에서는 동적 시스템 모델링 툴을 사용하여 비상디젤발전기의 동적 신뢰도 평가를 위한 Markov모델을 구축하였다. 구축한 동적 신뢰도 모델을 이용하여 NUREG/CR-4810에서 제안한 분석방법의 모순점을 보완하여 Reg. Guide 1.108의 비상디젤발전기 가속시험주기 규정을 이용불능도 측면에서 검토하였다 또한 비상디젤발전기의 이용불능도는 기동실패확률 및 보수율과 기동실패 중 기동시 충격에 의한 고장 비율의 함수인 점을 고려하여 가속시험주기 규정을 따를 때 보수율과 기동시 충격에 의한 고장 비율이 이용불능도의 변화에 미치는 영향을 시뮬레이션하였다.

This Paper Provides an overview of reliability Program implemented at Cernavoda NPP. It was written to serve the experience exchange between Cernavoda and Wolsung NPPs in the plant safety and systems reliability area.

한국형 표준 원진(울진 원전 3,4호기)화해 사건에 대한 2 단계 확률론적 안전성평가 (Level 2PSA) 에서 격납건물 파손모드에 큰 영향을 준다고 판단되는 현상들에 대한 불확실성 분석을 수행하였다. 불확실성 분석 대상은 주로 민감도분석 및 기존 2단계 PSA수행결과 중요한 인자로 선정된 8가지 주요 현상들로 국한하였다. 수행 방법은 성층화 추출방식 (Latin Hypercube Sampling)으로부터 발생된 1000개의 표본을 사용하였고, 분석결과는 두가지 불확실성 측도로 제시하였으며, 사용된 코드는 2 단계 PSA 분석용 전산코드인 CONPAS 이다. 불확실성 관리측면에서. 제일 불확실성이 높은 격납건물 파손모드인 원자로 공동바닥관통의 불확실성 인자를 줄이기 위해서는 CR-EJECT 현상에 대한 불확실성 을 줄여야 할 것이다.

A risk informed approach to relax AOTs and STIs of RPS/ESPAS in technical specifications of kori units 3, 4 was performed in this paper. With the proposed AOTs and STIs, system unavailabilities and core damage frequency were quantified using PSA model. The results shoe that core damage frequency is slightly increased by extending AOTs and STIs but negligible. As considering the benefits such as reduction of plant transients and man power for test and maintenance, the relaxation of AOTs/STIs of RPS/ESFAS is justified

원자력발전소의 확률론적안전성평가(PSA)의 일부로 수행되어 왔던 인간신뢰도분석(HRA)방법은 최근 여러가지 결함이 지적되어 왔고 이를 보완하는 노력들이 계속되어 왔다 본 연구에서는 기존 HRA 방법의 취약점을 해결할 수 있는 인간오류분석 방법 개발을 목표로, 현재까지 개발되어온 인간오류분석 방법들을 검토하고, 원전 운전원 직무의 분석에 적절하다고 판단되는 HRMS, CREAM, PHECA 등 세가지 방법을 선정하여 사고관리 운전원 직무중 '원자로공동중수' 직무에 적용하는 사례연구를 수행하였다 사례연구 결과, PHECA는 원자력발전소 운전원 직무의 오류분석으로는 부적합한 것으로 평가되었고, HRMS나 CREAM은 사고관리 인지오류분석에 기본적인 적합성은 있는 것으로 평가되었다. 각 방법에 대한 장, 단점과 개선점을 제시하였다.

The analysis priority makings the recommendation to reduce the total core damage frequency (CDF) of Wolsong nuclear Power Plant nits 2/3/4 was Performed in this paper. In order to derive the recommendation, the sensitivity analysis of CDF on which major contributors effect m performed based on the accident quantification results during Level 1 Probabilistic safety assessment (PSA). Priorities were ranked in tile way that compares the CDF reduction rate with efforts required to implement those recommendations using risk matrix