• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.707-712
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• 1998

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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.177-177
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.534-541
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• 1997

1000MWe급 피동형원자로기 안전계통 성능 및 RELAP5 코드의 적용성 평가를 목적으로 AP600을 참조노형으로 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로에 대한 냉각재 상실사고를 모의 해석하였다. 대형냉각재상실사고시 발생되는 현상들은 기존 원자로와 큰 차이가 없고, 이들 현상을 모의하기 위한 모델링 요건들이 피동형계통 분석에 동일하게 요구되었으며, 계산된 PCT가 규제기관의 허용치에 충분한 여유도를 갖고 있어 대형냉각재상실사고시 충분한 노심냉각 능력을 갖는 것으로 평가되었다. 또한 안전주입 배관이 파단되는 소형냉각재 상실사고를 해석한 결과 KP1000의 피동안전계통은 ADS의 작동에 의하여 노심을 노출시키지 않고 적절한 사고완화 기능을 수행할 수 있는 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.250.2-250
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• 2001

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2010.10a
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• pp.361-362
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• 2010

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.23 no.1
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• pp.56-65
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• 1991

The LOFT LOCE L2-3 was simulated using the RELAP5/MOD2 Cycle 36.04 code to assess its capability in predicting the thermal-hydraulic phenomena in LBLOCA of a PWR. The reactor vessel was simulated with two core channels and split downcomer modeling for a base case calculation using the frozen code. The result of the base calculation showed that the code predicted the hydraulic behavior, and the blowdown thermal response at high power region of the core reasonably and that the code had deficiencies in the critical How model during subcooled-two-phase transition period, in the CHF correlation at high mass flux and in the blowdown rewet criteria. An overprediction of coolant inventory due to the deficiencies yielded the poor prediction of reflood thermal response. Improvement of the code, RELAP5 / MOD2 Cycle 36.04, based on the sensitivity study increased the accuracy of the prediction of the rewet phenomena.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.254-254
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.275-282
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• 1996

일체형 원자로는 증기발생기 및 가압기를 압력용기 내에 설치한 것으로서 연결배관이 없기 때문에 배관의 파단에 의한 대형 냉각재 상실사고를 근원적으로 배제하고 전체계통을 단순화 시킬 수 있다. 증기발생기는 대부분 관류식으로서 일체식과 모듈식이 사용되고 있다. 본 연구에서는 모듈식 나선형 증기발생기를 사용한 일체형 신형경수로의 예비 개념설계를 수행하였다. 가압기는 원자로 내에 별도의 용기를 설치하는 내장형 자기가압기를 채택하였다. 제어봉 구동장치는 핵분열 반응열을 이용한 원자로 기동을 위하여 반응도를 미세하게 조정하는 것이 가능하고 지진하중과 같은 동하중의 영향을 최소화하기 위하여 원자로용기 외부로의 돌출부분을 최소화하는 설계개념을 채택하였다. 냉각재 펌프는 Canned Motor Pump를 원자로용기 상부에 수직으로 직접 부착하는 개념을 사용하였다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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• pp.269-279
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• 1995

가압경수로에서 증기발생기와 같은 주기기를 원자로 내부에 위치하도록 설계한 원자로를 일체형 원자로라고 분류하며, 기존 상용원자로와 같이 모든 주기기가 별도의 압력용기로 설계되어 배관계통에 의해 원자로 외부에 순환회로를 갖는 형태의 원자로를 분리형원자로라고 한다. 최근에 개발되고 있는 한 부류의 신형원자로에서는 원자로 및 계통의 단순성 추구와 계통의 높은 신뢰성으로 안전성 향상을 위해 동력원 사용 등의 능동적 안전개념 보다는 자연현상을 이용하는 피동안전개념이 널리 도입되고 있다. 본보고서에서는 이러한 신형원자로의 노형으로서 일체형원자로의 특성을 전통적인 분리형원자로와 비교, 분석, 평가하였다. 일체형원자로의 가장 큰 장점은 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 위치하므로 일차계통이 매우 단순하고 대구경 배관이 없기때문에 대형 냉각재 상실사고가 근본적으로 방지되어 안전계통이 매우 단순하다는 것이다. 이 외에도 일체형원자로는 대단히 많은 일차냉각재 용량, 매우 큰 가압기 용량및 긴 운전원 조치시간등의 설계특성을 보유하고 있어 안전성이 탁월하다는 장점을 지니고 있다. 그러나, 일체형원자로는 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 설치되므로 대형 원자로 용기가 요구되며, 원자로 압력용기의 제작성 및 운송 능력이 원자로의 용량을 제한하는 주된 요인이 된다. 일체형원자로의 활용으로 열병합 발전, 지역난방 및 선박용 원자로등의 중소형 원자로에 매우 적합하다고 판단되며, 뛰어난 안전성으로 인하여 사회적 수용성 이 강조되는 상용발전로로서도 적합한 노형이 될 수 있을 것으로 분석되었다.