• 에너지공학
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• 제25권1호
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• pp.185-191
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• 2016

피동충수용 혼합형 안전주입탱크는 한국원자력연구원에서 제안한 원자력 피동안전계통의 한 종류로, 안전주입탱크의 상부와 가압기를 연결하여 모든 운전압력 조건에서 냉각수 주입이 가능하도록 개선한 시스템이다. 본 연구에서는 피동충수용 혼합형 안전주입탱크, 가압기와 원자력압력용기에 대한 압력 네트워크를 통해 피동충수용 혼합형 안전주입탱크와 가압기의 압력이 평형이 되는 조건을 이론적으로 도출하였으며, 개별효과시험장치를 이용하여 안전주입탱크에서 발생하는 다양한 열수력 현상(증기응축 및 열혼합 현상)들을 파악하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.617-622
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• 1997

격납건물내 소격실에서의 수소혼합 정도를 파악하고 격실내 균일한 혼합을 좌우하는 인자의 영향을 분석하기 위하여 소규모 혼합실험을 수행했다. 본 연구에서는 해석적으로 수립된 3차원 혼합 모델의 검증을 위하여 3차원 모사가 가능하도록 실험 장치를 구성하였다. 격납용기 내에서 수소 생성의 주원인이 되는 노심으로부터의 수소거동을 분석하기 위한 기초 실험(실험 A)과 안전주입 탱크 격실에서의 수소거동을 분석하기 위해 원형 혼합 chamber를 구상했다. 기초실험 A에서는 혼합 chamber내 축 방향으로 대칭적인 오리피스형 장애물을 설치하고 실험했고 안전주입 탱크 격실을 모사한 실험 B는 영광 3&4호기를 바탕으로 축소시켜 안전주입탱크 격실내 존재하는 두충과 안전 주입 탱크 사이의 틀을 통한 혼합체의 거동을 분석했다. 실험결과 오리피스형 장애물을 설치한 기초실험에서는 원형 띠모양의 장애물이 혼합체의 거동에 큰 영향을 주지 않는 것이 관측됐지만 안전주입탱크격실 실험에서는 격실내 장애물로 존재하는 두충이 혼합체의 거동에 큰 영향을 주는 것이 관측됐다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.590-595
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• 1998

차세대 원자로(KNGR : Korea Next Generation Reactor)에는 새로운 안전개념으로서 피동형 안전주입탱크(Safety Injection Tank. SIT)의 도입을 고려하고 있는데, 이러한 피동형 유량조절기능은 안전주입탱크내의 유체기구(Fluidic device)인 볼텍스챔버(vortex chamber)에 의해 이루어진다. 볼텍스챔버는 내부에서 발생되는 와류강도에 따라 유동저항의 강도가 달라짐을 이용하여 유량을 피동적으로 조절할 수 있는 유체기구이다. 본 연구에서는 볼텍스챔버의 유동특성을 관찰하기 위하여 소규모 실험장치를 구축하고, 이를 이용하여 실험을 수행하였다. 본 연구는 두 단계로 수행되었다. 제1단계 실험에서는 볼텍스챔버의 기하학적 특성이 안전주입탱크의 안전주입수 방출특성에 미치는 영향에 대한 거시적 관점에서의 연구로서. 볼텍스챔버의 기하학적 변수(유입구 및 방출구의 직경)가 안전주입수의 방출과정에서 발생되는 SIT 내의수위 거동, 안전주입수의 방출유량 특성등에 미치는 영향에 대해 중점적으로 고찰하였다 제2단계 실험에서는 1단계 실험에서 관찰된 안전주입탱크의 여러 가지 방출특성과 볼텍스챔버 내부 유동장의 유동특성과의 관련성을 규명하기 위해 PIV (Particle Image Velocimetry)를 이용하여 볼텍스챔버의 기하학적 변수에 따른 유동장 내부의 국소 유속분포를 측정하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.321-327
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• 1996

울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 대형파단 냉각재상실사고 거동에 미치는 현상을 파악하여 이를 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용하고자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC 가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 대형파단 사고시 안전주입탱크 용량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용기준$^{(1)}$ 을 만족하였다. 또한 저압 안전주입계통을 고려하지 않았을 경우, 안전주입탱크 용량을 울진 3,4호기의 60%, 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 175%로 가정했을 때 경수로용 비상노심냉각계통 허용기준을 만족함을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권3호
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• pp.165-172
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• 2016

노심보충탱크(Core Makeup Tank, CMT), 안전주입탱크(SafetyInjection Tank, SIT)와 자동감압계통(Auto Depressurization System, ADS)로 구성된 1 계열의 SMART 피동안전주입계통의 주입특성을 파악하기 위한 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의에 대한 실험적 연구가 수행되었다. SBLOCA의시험은 0.4 인치 안전주입수 배관파단에 대해 수행되었으며, 정상상태 조건은 실험요건서에 제시된 시험 초기 조건을 만족시키도록 746초 동안 운전되었다. 노심 출력 및 안전주입 유량 등의 경계 조건도 적절히 모의되었으며, 안전주입계통 배관에서의 파단, 히터 트립 및 잔열곡선 인가, 원자로냉각재펌프 관성서행(Coastdown), 급수 중단, CMT 및 SIT의 주입, ADS #1 개방이 SBLOCA 시나리오에 따라 적절히 모의되었다. 노심지지원통 내부의 액체환산수위는 파단 초반에 감소하다가 CMT와 SIT가 주입되면서 서서히 회복되었으며, 피동안전주입계통의 주입유량이 노심 수위를 회복하기에 충분한 것으로 판단할 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.519-524
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• 1996

울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 소형냉각재상실사고 거동에 미치는 민감도 해석을 수행하여 이를 System 80 설계발전소의 CESSAR-F 와 비교함으로써 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용코자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 소형 파단 사고시 안전주입탱크의 용량 및 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용 기준$^{(1)}$ 을 만족함을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제41권10호
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• pp.675-683
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• 2017

본 연구에서 원자력 발전용 비상노심냉각 장치인 안전주입탱크의 재충수 단계에 대한 유량에 대한 이론해석을 수행했다. 이론해석을 통해 재충수 단계 유동에 대한 이론 모형을 정립하고 재충수 단계에 대한 비선형 유량방정식을 구하고, 테일러 급수 전개법을 통해 근사유량방정식과 냉각수의 자유표면 높이변화와 유량변화를 예측할 수 있는 이론해들을 구했다. 기존연구에 나와 있는 실험과 비교하여 이론해의 유용성을 검증했다.

• 에너지공학
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• 제17권2호
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• pp.67-76
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• 2008

열수력 종합효과 실험장치인 ATLAS가 한국원자력연구원에 구축되었으며, 최근 대형 냉각재 상실사고(LBLOCA)시의 재관수 현상에 대한 시험이 본격적으로 수행되었다. LBLOCA 재관수 단계에서 APR1400의 열수력 현상을 제대로 모사하기 위해서는 안전주입수 유량이 척도비에 맞춰 축척되어야 한다. 또한 ATLAS 장치에는 안전주입탱크(SIT) 내부께 자동제어 유량조절기구인 Fluidic Device가 장착되지 않았기 때문에 SIT의 고유량 및 저유량 주입 성능을 모사하기 위한 별도의 방안이 마련되어야 한다. 따라서 ATLAS의 주입 성능을 기준 발전소인 APR1400의 성능과 일치시키기 위하여 ATLAS 안전주입탱크의 특성 시험을 수행하였다. ATLAS SIT의 고유량 주입 성능은 주입 배관에 최적의 Orifice를 설치하여 일치시키고, 저유량 주입 성능은 유량조절밸브의 개도를 조절함으로써 일치시킬 수 있었다. 이러한 특성 시험을 통해 ATLAS 안전주입계통이 APR1400에서 요구하는 SIT 고유량 및 저유량을 잘 모의할 수 있다는 것을 확인할 수 있었다.

• 에너지공학
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• 제14권1호
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• pp.54-61
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• 2005

한국형 신형원자로1400(APR1400)은 3983MWt급의 2×4 루프 개량형 가압경수로(PWR)로서 대형 냉각재상실사고 발생시 안전주입수의 원자로용기 직접주입(DVI) 방식을 채택하고 있으며, 안전주입수탱크(SIT) 내부에 유량조절기(Fluidic Device, FD)를 장착하고 있다. 본 연구에서는 신형원자로 1400의 안전주입계통에 새로이 적용된 주요 특징 중 하나인 유량조절기에 대하여 최적안전해석코드인 TRAC-M/F90, 3.782버전을 이용한 성능평가 및 민감도 분석을 수행하였다. 연구결과 유량조절기가 안전주입수의 원자로 유입을 적절하게 조절하고 있음을 확인하였으며, 안전주입수탱크 내부의 압축질소체적 감소가 안전 주입수체적 감소에 비하여 노심의 급냉 완료 시점을 빠르게 하였다. 또한 안전주입계통의 전체 저항계수(K factor)가 최소 또는 최대일 때 노심의 급냉 완료 시점은 평균값인 경우보다 다소 늦어졌으나, 피복재 최고온도(PCT)는 상대적으로 큰 차이가 발생하지 않았다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.209.2-209
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• 2001