• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.26 no.1
• /
• pp.41-53
• /
• 1994

A SGTR accident postulated at Kori unit 1 is simulated with Mihama unit experience, which occurred on February 1991, to evaluate the capability of plant to cope with the transient. The system design and plant conditions of Kori Unit 1 are much similar with those of Mihama Unit 2. Therefore, special concern has been given to evaluate the sequence and the resulting consequence of the postulated SGTR accident at the Kori unit 1 An analysis is peformed as realistically as possible, with following the EOP of Kori unit 1. The result indicates that the leak through tube break terminates within about forty minutes, and the Kori unit 1 may be sufficient to cope with SGTR accident with same type of sequence. However, the reconsideration may be required for the design of Kori unit 1 which disconnects non-safety AC power from off-site power on SI signal generation. It may be pointed out that the content of EOP for SGTR accident is not enough to require operator's proper judgements. An analysis of SGTR accident tested in the LSTF which simulated the SGTR accident at the Mihama Unit 2 is peformed using the RELAP5/MOD3. The results indicates that the code yields in general good agreement with the test, except the break flowrate at the early stage of the event.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.344-349
• /
• 1998

고리 1호기 원전의 원자로냉각재 배관의 파단전누설개념 적용성을 평가하기 위하여 일반적인 파단전누설 절차 및 기준을 검토하였다. 파단전누설 타당성을 검토하기 위하여는 한계하중방법 및 J-T 방법을 비교검토 하였다. 그리고 원자로냉각재 배관에 대해서는 탄소강일 경우와 스테인레스강에 대하여 분석하였고, 가압기 밀림관에 대해서는 열응력을 계산하였다. 그리고 원자로 냉각재 배관에 가상의 관통균열의 파괴안전성은 유한요소법을 이용한 탄소성파괴역학을 통하여 분석하였다. 분석결과 한계하중법과 J-T 방법 모두 스테인레스강과 탄소강재질에 대해 적용 가능한 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
• /
• 1997.05a
• /
• pp.127-132
• /
• 1997

미국에서는 모든 원전(원자력발전소) 에서 확률론적 안전성 평가 (PSA)를 실시하여 각 원전의 취약점 등을 파악하고 취약한 부분의 보강에 힘써 왔다. 근래에는 PSA나 개별원전평가(IPE)에서 구축한 각 원전의 PSA 모델, 즉, 고장수목 (FT)이나 사건수목(ET)등을 원전의 운전, 정비, 규제 등에 활용하기 위한 연구 및 실제활용이 활발하다. 우리나라는 확률론적 안전성 평가 (PSA)를 고리 3.4호기, 영광 3,4 호기등 여러 원전에서 실시하여 가동중인 원전에서는 취약한 부분을 찾아내어 보완하였으며, 건설 중인 원전의 경우에는 설계 개선에 이바지하여 왔다. (중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.258-263
• /
• 1998

원자력 발전소의 제어봉 낙하 시간 측정 시험은 원자로 비상 정지 명령에 따른 제어봉의 낙하 속응성이 지침서의 제한치 이내에 있는지를 주기적으로 확인함으로써 제어봉의 원자로 안전 운전 및 정지 기능을 확인하는 중요한 시험이다. 현재 고리2호기를 비롯한 WH형 발전소들은 제어봉이 디지틀 제어봉 위치 지시(DRPI) 코일속을 낙하할 때 유기되는 전압을 검출하여 제어봉 낙하 시간을 측정하는 방법을 사용하고 있다. 이 방법은 제어봉을 뱅크별로 인출한 후 하나씩 개별 낙하시키기 때문에, 제어봉 낙하 시간 측정 시험에 많은 시간과 다수의 인력이 소요되며, 측정시 격납용기내에 작업자가 장시간 체류해야 하는 단점이 있다. 이러한 DRPI 신호 이용 제어봉 낙하 시간 측정 방법의 단점을 보완하여 제어봉 구동 장치(CRDM)내 이동권선 신호를 이용하는 다중 낙하 방식의 새로운 측정 방법을 제안하고, 측정 장치를 개발하였다. 개발된 제어봉 낙하 시간 측정 장치를 이용하여, 고리2호기 제어봉 낙하 시간 측정 시험시 기존의 방법과 병행 측정 시험을 수행하고 그 결과를 비교 검토하여 충분히 정확하게 제어봉 낙하 시간을 측정할 수 있음을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.26 no.1
• /
• pp.149-159
• /
• 1994

노심설계의 검증을 통하여 설계의 신뢰성을 확인하며 이는 발전소 운전의 안전성과 경제성을 향상시킬 수 있는 발판이 된다. 본 보고서는 국산핵연료를 장전한 고리 3호기 7주기의 운전자료 중에서 핵설계와 관련한 인자의 측정치를 설계치와 비교 분석하고 평가하였다. 비교대상이 된 핵특성인자는 반응도 관련 자료인 임계붕소농도, 제어봉가, 등온온도계수 및 감속재온도계수등이고 출력분포 관련자료인 핵반응률 분포, 집합체 출력분포, 반경방향 첨두출력 F$\Delta$H/$^{N}$ , 축방향 출력분포, 축방향 첨두출력 Fq(z)및 노심 평균 축방향 출력편차(AO)등이다. 이들 인자들에 대한 설계치는 측정치와 잘 일치하였으며, 모두 안전성 관련 제한치이내로 만족함을 확인하였다. 또한 이러한 비교 분석을 통하여 후속주기의 핵설계에 운전자료를 반영할 수 있는 근거를 마련하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.19 no.1
• /
• pp.42-50
• /
• 1987

Through a project "Development of Nuclear Safety Parameter Monitoring System", a nuclear data link system was established between Kori nuclear unit 2 and Nuclear Safety Center. We present in this paper the selected parameter sets, a description of the developed pseudo-network software and the functional descriptions of the equipments involved. We also include the conceptual design of the Kori four unit ERF/SPDS system, along with the localization direction for the related software and hardware. hardware.

• Journal of the Korean Society of Marine Environment & Safety
• /
• v.18 no.1
• /
• pp.55-60
• /
• 2012

In order to investigate the effect of n-heptane mixing on PAH and soot formation, small amount of n-heptane has been mixed in counterflow ethylene diffusion flame. Laser-induced incandescene and laser-induced fluorescene techniques were employed to measure soot volume fraction and polycyclic aromatic hydrocarbon(PAH) concentration, respectively. Results showed that the mixing of n-heptane in ethylene diffusion flame produces more PAHs and soot than those of pure ethylene flame. However, signals of LIF for 20% n-heptane mixture flame were lower than that of pure ethylene flame. It can be considered that the enhancement of PAH and soot formation by the n-heptane mixing of ethylene can be explained by methyl($CH_3$) radical in the low temperature region. And it can be found that reaction rate of H radical for 10% n-heptane plays a crucial role for benzene formation.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2001.05a
• /
• pp.217.1-217
• /
• 2001

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
• /
• 2011.11a
• /
• pp.336-337
• /
• 2011

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
• /
• 2011.11a
• /
• pp.338-339
• /
• 2011