• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.160-165
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• 1996

중수로형 원전에서 일차측 냉각수를 순환시키는 주연수송펌프가 정상운전중 갑자기 정지하는 사고를 강제순환 상실사고라 한다. 강제순환 상실사고는 주열수송계통을 과도압력상태로 만들며, 일반적으로 펌프에 공급되는 IV등급전원 상실사고와 기계적 손상에 의한 주열수송펌프 고착사고로 분류할 수 있다. 본 논문에서는 강제순환 상실사고에 대하여 중수로계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT를 이용하여 주열수송계통의 과도압력상태를 해석하였다. 카나다 원자력 규제위원회(AECB)의 과압 방지조건인 R-77 요구조건에 적절한 유효트립변수를 결정하기 위한 해석이 수행되었으며, 증기발생기 오염상태와 액체방출밸브 작동여부가 고도압력상태에 미치는 영향을 고찰하여 보수적 조건을 제시하였다. 또한 위와같이 결정된 보수적 조건을 근거로 ASME 코드에 명시된 과압 한계치에 대한 만족여부와 과도압력상태에 따른 주열수송계통의 열수력학적 거동을 고찰하여 보았다. 해석결과, 강제순환상실사고시 주열수송계통은 R-77 요구조건에 적합한 원자로트립변수에 따라 안정화되었으며, 계통의 최대압력은 ASME 코드가 규정한 한계치내에 있음을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.371-376
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• 1995

CANDU-6형 원자로의 정지냉각계통(Shutdown Cooling System, SDCS)은 영출력 고온상태의 원자로를 상온상태로 냉각시킬 수 있도록 설계되었다. 본 해석은 증기발생기와 복수기증기방출밸브(CSDV) 및 정지냉각펌프를 이용한 정상냉각과 열수송펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각 및 정지냉각펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각의 두 가지 비정상냉각에 대해서 중수로 계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT 코드를 사용하여 해석하였다. 해석결과에 따라 주요기기들의 냉각천이에 따른 운전부하(service loadings)조건이 주어졌으며 또한 정지냉각계통은 열수송계통과 관련 보조계통을 정지냉각계통 열교환기 2차측에서 비등이 발생하지 않고 정상냉각 허용한계인 2.8$^{\circ}C$/min를 만족하면서 냉각할 수 있음을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.657-662
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• 1997

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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.236-241
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• 1996

울진 3,4호기 유출관계통의 과도현상을 평가하기 위해서 발전소 과도해석용 코드인 Modular Modeling System(MMS) 코드를 이용하여 수력학적 현상을 모사하고 유출관제어밸브 및 배압제어밸브의 특성, 이들 밸브들의 제어특성 및 밸브들의 운전특성등을 고려하여 분석을 수행하였다. 분석결과 배압제어밸브 제어기 제어변수의 적절한 선정이 계통의 과도현상에 매우 큰 영향을 미치고 있기 때문에 배압제어기 제어변수 선정이 계통의 과도현상 완화에 매우 중요한 인자임을 알 수 있었고, 배압제어밸브의 Stroke 속도변화가 유출관계통의 과도현상에 상당한 영향을 미치고 있음을 알았다. 또한 배압제어밸브의 특성에 따른 유출관계통의 과도현상을 분석한 결과 유출관제어밸브의 운전에 따라 배압제어밸브 특성이 결정됨을 알았다. 결과적으로 유출관계통의 과도상대를 적절하게 제어하기 위해서는 밸브의 특성, 밸브의 Stroke 속도 및 배압제어벨브 제어기 제어변수등의 적절한 선정이 필수적으로 계통설계단계에서 고려되어야 한다고 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.310-316
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• 1996

현재 사용중인 Non-LOCA 해석용 인허가 코드들은 특정한 형태의 가압경수로에 맞게 짜여진 것들이어서 모든 형태의 가압경수로에 적용할 수 있는 범용 코드의 개발이 필요한 실정이다. 이를 위하여 한국원자력연구소에서는 웨스팅하우스 및 CE형 발전소에 공히 적용할 수 있는 과도현상 해석 코드인 TASS코드를 개발하고 있다. 이 TASS코드는 실시간보다 빠르게 핵증기계통에 대한 모의계산을 수행하며 대화식의 입출력을 통하여 사용자가 원하는 과도현상을 정확히 모사할 수 있다. 이 TASS코드의 웨스팅하우스형 발전소에 대한 적용타당성은 이미 검증되었으며, 본 논문에서는 CE형 발전소에 대하여 TASS 코드를 적용하여 Non-LOCA 인허가 해석을 하기위한 검증을 위해 주급수관 파단사고 및 주증기관 파단사고에 대하여 RELAP5/MOD3 코드와의 비교계산을 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.363-368
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• 1998

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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.17 no.4
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• pp.256-266
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• 1985

The loss of coolant flow accident is analyzed for the pressurized water reactor of Korea Nuclear Unit-1. The loss of coolant flow accident is classified into three types in accordance with its severity; partial loss of coolant flow, complete loss of coolant flow and pump locked rotor accident. Analysis has been carried out in three stages; system transient and average core analysis, DNBR calculation and hot spot analysis. The purpose of developing KTRAN is to simulate the transient fast. For the DNBR calculation, the thermal hydraulic codes, SCAN and COBRA IV-1, are adopted. And for the hot spot analysis, the fuel thermal transient code LTRAN is employed. This code system should be fast responding to the transient analysis. In case the transient occurs, severity comes within a couple of seconds. So response should be fast to accomodate the following sequence of the accident. Unfortunately this purpose could not be achieved by KTRAN. However, the calculated results are well comparable with FSAR results in range. Thereby, the effectiveness of KTRAN code analysis in this type of accident is proven.

• Journal of Energy Engineering
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• v.15 no.1 s.45
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• pp.1-7
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• 2006

The multi-dimensional two-phase flow models were developed for analyze the multi-dimensional behaviors or nuclear systems. To verify the simple turbulence model, The single phase mixing problem in a rectangular slab was calculated and compared with the commercial CFD code results. That result shows a good agreement with the CFD result. And the RPI Air-water experiments were simulated to assess the two-phase turbulence model in the multi-dimensional component. The first calculated distribution or void-fraction is highly dispersed and diffusive. It was revealed that the main reason is undesirable stratification force in a horizontal stratified flow regimes. Therefore the horizontally stratified flow regime is deleted because the stratified flow regime is not expected in multi-dimensional flow. With the modification of the flow regime, the predicted flow patterns and void fraction profiles are in good agreement with the measured data.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.423-428
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• 1996

피동형원자로 AP600을 참조발전소로하여 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 계통개념에 대한 안전계통 성능 평가 및 코드의 적용성 평가를 목적으로 RELAP5/MOD3코드를 사용하여 대형냉각재상실사고를 모의 해석하였다. 피동형 안전계통으로 축압기, CMT IRWST를 모델하였으며 가압기에 연결된 1단계부터 3단계까지의 자동감압밸브계통을 모델링 하고 4단계 자동감압밸브계통은 각 루프의 고온관에 연결되어 있는 것으로 모델링 하였다. 피동형 안전계통의 모델이 향상된 RELAP5/MOD3.2와 그 이전의 코드인 RELAP5/MOD3.1의 냉각재상실사고 모의계산결과 원자로내의 압력변화, 노심냉각수 주입유량 및 핵연료 피복재 온도 거동이 거의 유사하게 나타났으며 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 안전계통은 냉각재 상실사고시 충분한 노심냉각능력을 가지는 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.726-731
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• 1997

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.