• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.421-426
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• 1996

본 논문에서는 고압분출 사고시 격납용기 하중 완화를 위해 국내 원전에서 채택하고 있는 캐비티내 나포체적이 용융물 방출 분율에 미치는 효과를 분석하기 위한 방법을 제시하고, 이를 울진 3,4호기 캐비티 모형에 적용하였다. 이를 위해 용융물 방출을 예측을 위해 이미 개발된 Kim's 상관식에 고온 상사물을 모의하기 위한 방정식을 도출하여 고온 실험에 적용하였다. 또한, SNL에서 실험자료를 정리하면서 얻은 결과와 나포체적을 가진 캐비티를 대상으로 국내에서 수행된 실험결과를 이용하여 나포체적 해석을 위한 방안을 제시하였다. Kim's 상관식에 고온 상사물 모델을 위한 방정식과 나포체적 해석 방안을 적용. 개선하여 울진 3,4호기와 이와 유사한 캐비티모형에서 용융물 방출 분율을 예측하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.334.1-334
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• 2001

• Nuclear industry
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• v.7 no.4 s.50
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• pp.66-69
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• 1987

1980년대초에 Wash 1400의 위험성을 분석연구한 프랑스의 안전담당기관과 EdF는 내부압력초과로 격납용기의 파손을 가져올 수 있는 사고가 발생했을 때 대기로 방출될 지도 모를 가스와 Aerosol 누출량을 상당량 줄이기로 목표를 세웠다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.61.2-61
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.127.1-127.1
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.334-339
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• 1996

Midloop 운전중 RHR 기능 상실사고를 모의 실험한 Bethsy 6.9d에 대해 CATHARE2 코드를 이용하여 해석하였다. 이 실험의 초기조건은 계통수위를 고온관 중간까지 낮추고, 그 윗부분은 비응축 가스로 차 있는 midloop 상태를 유지하는 것이다. 잔열은 원자로 정지 2일 후를 가정한 노심출력을 사용하였으며, 계통내 방출유로는 상부의 Upper head vent와 가압기 vent 및 고온관 1에 연결된 Letdown line과 수위지시계 방출유로가 열려 있다고 가정하였다. 또한 세 개의 loop중 증기발생기 한대만 이유 가능하고, 나머지 두 대는 이차측이 공기로 가득 차 있는 상태를 유지하였다. 이 연구의 주된 목적은 midloop 운전중 RHR 기능 상실사고에 대한 위와같은 상태에서 계통의 열수력적 현상을 실험을 통해 이해하고 코드 예측능력을 평가하는 것이다. CATHARE2 코드 계산결과 대체적으로 실험의 현상을 잘 모의하고 있으나 다음 사항에 대해서는 차이를 보이고 있다. 첫째 노심내 물의 혼합을 적절히 모의하지 못하여, 노심내 국부적 증기 발생 시점이 실험에 비해 약 250초 빨리 나타났다. 둘째 노심에서 고온관으로의 물의 유입이 많아 고온관에서 기포율이 실험에 비해 낮게 나타났다. 마지막으로 밀림관(surge line)에서 물의 유입에 의한 압력차가 실험보다 높게 나타났다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.470-482
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• 1995

The Ulchin 3&4, which are 2825 MWt PWRs, adopted Safety Depressurization System (SDS) to mitigate the beyond design basis event of Total Less of Feedwater(TLOFW). In this study the results and methodology of the analyses for the determination of SDS bleed capacity are discussed. The SDS design bleed capacity has been determined from the CEFLASH-4AS/REM simulation according to the following design criteria : 1) Each SDS flow path, in conjunction with one of two High Pressure Safety Injection (HPSI) pumps, is designed to have a sufficient capacity to prevent core uncovery if one SDS path is opened simultaneously with the opening of the Pressurizer Safety Valves (PSVs). 2) Both SDS bleed paths are designed to have sufficient total capacity with both HPSI pumps operating to prevent core uncovery if the Feed and Bleed (F&B) initiation is delayed up to thirty minutes from the time of the PSVs lift. To verify the results of CEFLASH-4AS/REM simulation a comparative analysis kas also been per-formed by more sophisticated computer code, RELAP5/MOD3. The TLOFW event without operator recovery and TLOFW event with F&B are analyzed. The predictions by the CEFLASH-4AS/REM of the transient too phase system behavior are in good qualitative and quantitative agreement with those by the RELAP5/MOD3 simulation. Both of the results of analyses by CEFLASH-4AS/REM and RELAP5/MOD3 have demonstrated that decay heat removal and core inventory make-up can be successfully accomplished by F&B operation during now event for the Ulchin 3&4.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.39 no.2
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• pp.89-95
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• 2014

In potential accident consequence assessments for the licensing approval of LWRs, the ground deposition of radionuclides released into the environment is not allowed into the models, as recommended in the U. S. Nuclear Regulatory Commission's regulatory guide. Meanwhile, it is allowed into the assessment models for the licensing approval of PHWRs with consideration of more detailed physical processes of radionuclides in the atmosphere. Under these backgrounds, importance of exposure dose by ground deposition was quantitatively evaluated and comprehensively discussed. For potential accidental releases of $^{137}Cs$ and $^{131}I$, total exposure doses were more conservative in case of without consideration of ground deposition than in case of with its consideration. It was because of that the depletion of air concentration resulting from ground deposition is more influential in the contribution to total exposure doses than additional doses from contaminated ground. The exposure doses by the inhalation of contaminated air showed the contribution of more than 90% in total exposure doses, depending on atmospheric stability, release period of radionuclides and distance from a release point. The exposure doses from contaminated ground showed less than 10% at most in contribution of total exposure doses. The ratios of total exposure doses in case of with consideration of deposition to without its consideration for $^{131}I$ were distinct than those for $^{137}Cs$. As the atmosphere is more stable, release duration of radionuclides is longer, distance from a release point is longer, it was more distinct.

• Journal of the Korean Society of Marine Environment & Safety
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• v.28 no.4
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• pp.620-631
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• 2022

This paper shows the numerical prediction of the change in oil outflow rate according to the orifice shape of a damaged ship by using the computational fluid dynamics (CFD) analysis method. It also provides discharge coefficients for various orifice shapes to be used in theoretical prediction approaches. The oil outflow from the model ship was analyzed using a multiphase flow method under the condition that the Froude and Reynolds number similitudes were satisfied. The present numerical results were verified by comparing them with the available experimental data. Along with the aspect ratio of the orifice and the wall thickness of the cargo tank, the effects of the orifice shapes defined by mathematical figures on the oil outflow were investigated. To consider more realistic situations, the investigation of the ef ect of the crushed iron plate around the damaged part was also included. The numerical results confirmed the change in oil outflow time for various shapes of the damaged part of the oil tank, and discharge coefficients that quantify the viscous effects of those orifice shapes were extracted. To verify the predicted discharge coefficients, they were applied to an oil spill estimation equation. As a result, a good agreement between the CFD and theoretical results was obtained.