• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권1호
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• pp.11-17
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• 1984

매우 작은 규모의 냉각재 상실 사고후($\leq$0.05ft$^2$) 어떤 일이 일어나는 가를 더 잘 이해하기 위해 고리 1호기에 대한 샘플 계산을 수행하였다 깨진 크기가 0.006 ft$^2$ 보다 큰 사고에 대해서는 냉각재 상실이 보충되는 양을 초과한다. 0.008 ft$^2$ 보다 큰 깨진 크기에 대해서는 잔열은 깨진 곳을 통해 완전히 제거된다. 이와 같은 결과에 비추어 고리 1호기는 매우 작은 규모의 냉각재 상실 사고의 전 영역에 걸쳐 비교적 안전하다고 결론지었다. 하지만, 900MWe 나 1200MWe 를 가진 원자로에 있어서, 어떤 깨진 크기에 대해서는 이 사고가 주의깊게 고려되어야 한다. 자연 순환에서 pool boiling 으로 또는 pool boiling에서 자연 순환으로 천이할때, 특별히 운전자와 안전 분석에 문제점을 남긴다. Primary pump shutoff, HPI pump shutoff, break isolation, opening relief valve의 운전자 간섭에 대해서도 논의 되었다. Shutoff 후 HPI pump의 연속적인 운전은 primary system의 건전성을 위협하지 않는다는 것이 증명되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.187.1-187.1
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• 2003

• 대한기계학회논문집B
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• 제23권10호
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• pp.1274-1284
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• 1999

The Regulatory Guide 1.82 recommends an analysis of hydraulic performance for sump of ECCS (Emergency Core Cooing System) when LOCA(Loss of Coolant Accident) occurs in a nuclear power plant. The present study deals with 3-dimensional, unsteady, turbulent and two-phase flow simulation to examine the behavior of mixture of reactor coolant and debris near the floor of containment building in conjunction with appropriate assumptions. The dispersed solid model has been adjusted to the interfacial momentum transfer between reactor coolant and debris. According to the results, the counterclockwiserecirculation zone had been formed in the region between sump and connection aisle about 376 second after LOCA occurs. The debris thickness accumulated on a sump screen periodically increases or decreases up to 2000 second, afterwards its peak decreases.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.250.2-250
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• 2001

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2010년도 추계 학술논문요약집
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• pp.361-362
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• 2010

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.364.2-364.2
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• 2003

• 전산구조공학
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• 제11권1호
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• pp.153-160
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• 1998

본 연구에서는 가압열충격 사고로 소형 냉각재 상실사고를 가정하여 냉각재의 온도와 압력의 이력으로 부터 용기 벽의 온도분포를 구하고, 이로 부터 열응력과 압응력을 해석적으로 구하였다. 또 균열 선단에서의 응력강도계수와 파괴인성치를 ASME코드의 방법을 이용하여 구하였고, 이들을 시간에 따라 비교하여 균열의 진전여부를 평가하였다. 원자로 용기 벽에 존재하는 여러 형태의 균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였으며 평가 결과에 대하여 고찰하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.327-332
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• 1995

가압중수형 원자로의 원자로건물내 주중기관 파단사고는 냉각재 상실사고와는 달리 핵연료 건전성이 유지됨에도 불구하고 파단 부위를 통한 과도한 중기 방출에 따른 일차측 급냉 및 감압에 의하여 경수를 수원으로 사용하는 비상노심냉각 계통(Emergency Core Cooling System:ECCS)의 작동으로 인하여 일차측 중수의 규정농도가 규정치 98% 이하로 저하되어 교체 또는 승급을 요하는 막대한 경제적 손실을 초래 할 수 있다. 원자로건물내 주중기관 파단사고시 비상노심냉각계통의 작동을 방지 또는 지연시키기 위한 운전기법으로 이차측 급수의 차단을 고려하였다. 주증기관 파단크기 50% 이하 범위에서는 원자로 정지후 급수 차단을 통해 비상노심냉각계통 작동을 막을 수 있음이 평가되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권4호
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• pp.219-228
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• 1983

릴리프 밸브의 차단까지 TMI-2 사고의 blowdown history를 검토하고 TMI-2 사고와 같은 소규모의 냉각제 상실 사고 동안 노심 파괴를 막기 위해 더 가산해야할 측정 기구에 대하여 논의하였다. 가산된 기구를 이용하여 어떻게 노심의 uncovered level과 operator time margin을 계산하는 가를 검토하였으며, TMI-2 사고에 대해 uncovered level과 operator time margin을 결정하기 위한 샘플 계산을 수행하였다. 이 방법을 이용해서 측정되는 변수들의 함수로써 uncovered level과 operator time margin을 보여주는 도표를 작성하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.396-402
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• 1995

영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각계통이 상실되고 가압기 Manway가 개방된 사고에 대하여 RELAP5/MOD3.1.2의 열수력 코드를 이용하여 모의하였다. 계산결과 계통의 압력은 최고 1.74bar 까지 도달하였으며, 사고 발생 후 약 1시간 이후부터 계통은 노심이 노출될 때까지 유사 정상상태를 유지한다. 이때 가압기 Manway를 통해 방출되는 증기량은 약 4 kg/s로 붕괴열의 약 80%를 담당하고 증기발생기 2차측에 의해 나머지 20% 가량 제거된다. 또한 비응축성 가스는 계통에 남아 있는 한 계통의 압력 상승율을 증가시키며, RELAP5/MOD3.1.2 계산결과는 일차계통 전체 냉각재의 약 26 %의 질량오차를 나타냈다.