• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.385-390
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• 1996

영광 3&4호기의 부분충수운전시 정지냉각계통 최소유량의 감소에 따른 영향을 노심의 잔열제거 능력 및 저압안전주입펌프의 성능 측면에서 분석하였다. 정지냉각계통 성능해석용 전산코드인 KDESCENT를 수정하여 사용하였으며 보수적인 초기조건 및 가정을 사용하였다. 분석결과 부분충수 운전동안 원자로냉각재의 최고 허용온도를 작업자의 접근을 위한 설계온도인 140 ℉로 설정할 경우 원자로 정지후 4일 시점에서 이를 만족할 수 있는 정지냉각계통의 최소유량은 실제값으로 3000 gpm(계측기의 오차포함 3440 gpm)임을 알 수가 있었다. 이 유량은 붕산희석이나 성층화, 저압안전 주입펌프의 성능 측면에서도 허용가능한 값이다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2000년도 춘계 학술발표회 논문집
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• pp.281-286
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• 2000

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.108.2-108
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.115.2-115.2
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• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.48-54
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• 1996

가압경수로의 부분충수 운전중 RHR 계통의 기능상실시 사고완화를 위해 가압기 manway와 증기 발생기 출구공동 manway를 동시에 개방한 경우에 대한 실험결과를 CATHAHR2 코드를 이용하여 해석하였다. 해석을 통해 이 경우에 발생하는 물리적 현상을 이해하고 이와 같은 과도기에 대해 코드 예측능력을 평가하므로 써, 실제 원전에서 사고시 적절한 사고대응 방안을 강구하는데 참고가 될 수 있도록 해석적 근거를 제시하고자 한다. 연구결과 CATHARE2 코드는 실험을 통해 관측된 주요 물리적 현상들을 타당하게 예측하였으나, 가압기와 밀림관의 DP를 과대 예측하여 원자로 상부공동의 최대압력을 실험보다 약 7kPa 높게 예측하였다. 노심 노출시간도 노심에서 기포율 분포를 비현실적으로 예측하여 실험보다 약 500초 지연되었다. 실험과 코드의 모의결과를 통하여 노심 노출은 중력주입에 의한 냉각수 보충만으로 충분히 회복될 수 있음을 확인하였다. CATHARE2 코드는 비록 상세한 현상들에 대해 다소 불확실성을 내포하였으나, 전반적인 거동분석에는 타당한 것으로 판단된다. CATHARE 코드는 노심에서 계면 마찰력을 줄임으로써 노심의 차압을 개선할 수 있었고, guide 튜브의 위치를 고온관 중심선과 일치시켜 guide 튜브내 액체의 hold-up 기간을 개선할 수 있었으며, 가압기의 계면 마찰력을 증가시켜서 밀림관에서 "plug and clearing" 현상을 모의할 수 있었다.모의할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권2호
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• pp.137-149
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• 1996

본 연구는 불란서 CEA에서 수행한 부분충수 운전 중 잔열제거계통 기능 상실사고 실험인 BETHSY 실험 6.9c를 CATHARE2 코드를 이용하여 분석하였다. BETHSY 6.9c 실험은 잔열제거 계통 기능상 실시 가압기와 중기발생기 출구공동의 Manway를 통해 노심에서 발생한 증기를 제거하여 계통의 가압 정도를 시험한 것이다. 연구의 주요목적은 사고발생시 예상되는 주요 물리적 현상의 이해와 과도기에 영향을 미치는 민감 변수를 확인하고 CATHARE2 코드의 예측능력을 평가하여, 실제원전의 유사사고 해석에 대한 신뢰성을 확보하는 것이다. 연구결과 CATHARE2 코드는 실험을 통해 관측된 주요 물리적 현상들을 타당하게 예측하였으나, 가압기와 밀림관의 DP를 과대 예측하여 원자로 상부공동의 최대압력을 실험보다 약 7kPa 높게 예측하였다. 노심 노출시간도 노심에서 기포율 분포를 비현실적으로 예측하여 실험보다 약 500초 지연되었다. 실험과 코드의 모의결과를 통하여 노심 노출은 중력주입에 의한 냉각수 보충만으로 충분히 회복될 수 있음을 확인하였다. CATHARE2 코드는 비록 상세한 현상들에 대해 다소 불화실성을 내포하였으나, 전반적인 거동분석에는 타당한 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.859-869
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• 1995

본 연구는 가압경수로의 부분충수 운전중 잔열제거기능 상실사고 해석시 신뢰성을 확보하기 위해 RELAP5/MOD3.1 코드로 관련 대형 실험을 모의 계산하여, 사고시 예상되는 주요 물리적 현상의 파악과 코드의 예측능력을 평가하는 것이다. 대상 실험으로 선택된 BETHSY Test 6.9a는 이 사고중 증기발생기가 작동하지 않고, 가압기 Manway를 개방한 상태 (Configuration)를 모의한 실험이다. 이 연구 결과는 실제 원전 사고시 예상되는 중요 현상 뿐 아니라, 이에 영향을 미치는 민감한 인자를 파악하여 사고 해석결과의 유효성을 판단하는 데 상당히 기여할 것으로 기대한다. 연구결과 RELAP5/MOD3.1 코드는 대체적으로 계통의 과도기 거동은 타당하게 예측하고 있지만, 모의계산에서 Time-Step이 아주 짧아 막대한 시간이 소요된다는 문제점이 발견되었다. 그 외에도 노심팽창수위 (swollen level)를 과대평가하여 가압기의 수위 및 계통의 압력을 높게 계산하였다. 이로 인해 가압기를 통한 방출량도 과대계산하여 노심노출을 약 400초 빨리 예측하였다. 실험과 코드 예측결과를 종합할 때 가압기 Manway 만의 개방으로는 계통압력이 상승하고, 중력주입냉각수로는 노심수위 회복에 불충분하며, 결국 강제주입에 의해서 노심수위가 회복될 수 있음이 입증되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.277-283
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• 1996

원자력 발전소의 일차계통 부분충수운전시 잔열제거 계통 입구에서 자유수면 와동으로 인해 계통에 공기가 흡입될 수 있으며 이로 인해 계통이 상실되거나 계기에 오차가 유발되어 많은 안전상의 문제를 야기할 수 있다. 이러한 문제들을 해결할 수 있도록 흡입구의 구조를 개선하기 위해 다양한 구조에 대해 실험을 수행한 결과 깔때기 모양과 우회유로를 설치한 경우. 그리고 기존 T자형에 와동 방지판을 부착하는 것이 매우 효과적임이 밝혀졌다. 하지만 깔때기 모양이나 우회유로의 경우는 배관구조의 변경이 필요하여 따라서 기존 발전소나 신설 발전소에 적용시 문제점이 많으므로 필요시 붙이고 불필요하면 제거가능한 탈착식인 다공 와동 방지판을 최종적으로 선정하였다. 이 경우에 대하여 1/4 축소 실험장치로 실험한 결과 운전유량 영역에서 와동의 발생으로 인한 공기흡입과 펌프의 정지를 획기적으로 줄여주는 것으로 밝혀졌다.

• 한국안전학회지
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• 제11권2호
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• pp.52-59
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• 1996

This paper presents a new approach for assessing the dynamic reliability in a complex system such as a nuclear power plant. The method is applied to a dynamic analysis of the potential accident sequences which may occur during mid-loop operation. Mid-loop operation is defined as an operation to make RCS water level below the top of the flow area of the hot legs at the junction with the reactor vessel for repairs and maintenance of steam generators and reactor coolant pumps for a specific time. The Idea behind this approach consists of both the use of the concept of the performance achievement/requirement correlation and of a dynamic event tree generation method. The assessment of the system reliability depends on the determination of both the required performance distribution and the achieved performance distribution. The quantified correlation between requirement and achievement represents a comparison between two competing variables. It is demonstrated that this method is easily applicable and flexible in that it can be applied to any kind of dynamic reliability problem.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제15권1호
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• pp.33-39
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• 2019

An 1,500MW advanced power reactor required the standard design approval by a Korean regulatory body in 2014. The reactor has been designed to have a 4-train independent safety concept and a passive auxiliary feedwater system (PAFS). The full power risk or core damage frequency (CDF) of 1,500MW advanced power reactor has been reduced more than that of APR1400. However, the risk during the low power and shutdown (LPSD) operation should be reduced because CDF of LPSD is about 4.7 times higher than that of internal full power. The purpose of paper is to analysis design alternatives to reduce risk during the LPSD. This paper suggests design alternatives to reduce risk and presents sensitivity analysis results.