• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.783-788
• /
• 1998

국내 프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 캐비티의 격납건물 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심용융물 고압분출 실험을 수행하였다. 본 연구에서는 환형통로 면적과 파손 직경에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 저온 용융 합금물인 Wood's Metal, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였으며, 실험 결과는 물을 용융물 상사물로 사용한 전년 실험 결과(1)와 비교.분석하였다. 실험결과, 밀도가 물보다 큰 저온 용융 합금물을 사용한 경우는 물을 사용한 실험결과보다 밀도와 용융물의 벽면 고화고착 때문에 격납건물로 방출되는 용융물 양이 적게 나타났다. 물을 상사물로 사용한 경우와 같이 노심 용융물 고압분출에는 원자로 용기 파손직경이 많은 영향을 미치고 환형통로 면적은 큰 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 노심용융물 고압분출 실험에 중요한 영향을 미치는 실험 상사물의 밀도와 용융물의 벽면 고화부착에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 연구가 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.10a
• /
• pp.669-674
• /
• 1997

LAVA(Lower-plenum Arrested Vessel Attack) 실험은 중대사고시 고온의 노심 용융물이 냉각수가 존재하는 원자로 용기 하부 반구내로 재배치되는 경우 노심 용융물과 하부반구의 열적 거동 모사와 노심용융물과 하부 반구 사이의 구조 분석 및 고화 후의 용융물형상에 대한 관측을 통하여 노심용융물의 자연 냉각 현상을 규명하고자 하는 실험 연구이다. 원자로 용기 하부 반구를 1/8로 선형 축소한 반구형 반응 용기 내부로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입하여 용융물과 하부 반구 사이의 구조 및 하부 반구의 열적 거동을 분석하는 실험을 2회 수행하였다. 각각 20, 40kg의 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입시 킨 LAVA_PRE, LAVA-1 실험 결과 용융물 주입에 따른 하부 반구의 파손은 발생하지 않았으며, 유사한 실험조건에서 수행된 일본 ALPHA실험에 비해서는 하부 반구의 최대 온도가 500 K 이상 높게 측정되었고 냉각율 또한 현저히 낮게 나타났다. 이는 $Al_2$O$_3$/Fe Thermit 용융물중 과열상태의 Fe성분이 하부 반구와 용접되었기 때문으로 판단되며 보다 정확한 하부 반구의 열적거동을 모사하기 위하여 반구 시편에 대한 재료, 조직 검사를 수행하고 있다. 추후의 실험에서는 하부 반구 내외부의 압력 부하에 따른 반응 양상 및 Fe 용융물(금속용융물) 성분을 제거하고 순수한 $Al_2$O$_3$용융물(산화용융물) 만을 주입하여 용융물 성분에 따른 하부 반구의 열적거동을 분선 할 예정이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.10a
• /
• pp.683-688
• /
• 1997

원전의 중대사고 발생시 형성될수 있는 노심용융물의 고화피막층을 동반하는 용융물의 자연대류 열절달 특성에 대한 실험결과를 정밀 분석하고, 이에 대한 해석적 연구를 수행하였다. 본 연구대상 실험은 종횡비가 작은 경우와 큰 경우에 대하여 용융물을 자연대류와 강제대류로서 냉각하는 조건에서 경계조건에 따른 용융물의 피막층 두께를 측정하였고, 피막층 주변의 열전달량을 측정ㆍ분석한 것이다. 실험결과를 정밀 분석한 결과, 용융물의 고화 피막층 형성이 용융물의 자연대류 열전달양에 많은 영향을 미쳤으며, 종횡비가 큰 경우는 냉각 조건도 자연대류 열전달 양에 다소 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 고화층 두께 증가에 따른 종횡비 감소는 자연대류 열전달양 감소율을 작게하는 것으로 나타났다. 피막층 형성이 있는 용융물의 자연대류 열전달 해석 결과, 실험에서의 열손실 때문에 용융물의 고화 피막층 두께가 실험결과보다 다소 작게 나타났으며, 자연대류 열전달 흐름이 피막층 형성에 미치는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.05a
• /
• pp.569-574
• /
• 1997

프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 cavity의 격납용기 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심 용융물 고압분출 실험 연구를 수행하였다. 울진 1,2호기 격납건물은 국내의 Westinghouse와 CE형 원전과 달리 원자로용기 하부 cavity내 수평통로에 의한 출구가 없어 원자로용기 외곽의 환형통로를 통해 cavity와 격납건물 상부 대기와 직접 연결되어 있는 특성을 가지고 있다. 본 연구에서는 환형통로 면적, 파손 직경 용융물 질량 등에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 물, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였다. 실험결과, 노심용융물 고압분출에는 원자로용기 파손 직경이 많은 영향을 미치는 것으로 나타났고 환형통로 면적과 용융물 질량은 큰영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 또한 환형통로 면적의 감소는 노심용융물 고압분출시 cav의 압력을 다소 상승시키는 결과를 보여주었다. 본 실험 연구에서 노심용융물 고압분출에 많은 영향을 미치지 않는 것으로 나타난 환형통로 면적에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 실험 이 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05b
• /
• pp.707-712
• /
• 1996

중대사고시 원자로 압력용기내 또는 원자로 공동(cavity) 내에서의 노심용융물은 주입되는 물로 인하여 물과 접촉하는 표면이 냉각되면서 피막층(crust)이 형성된다. 이러한 피막층의 형성은 노심용융물과 냉각수 사이의 열전달 현상에 영향을 미치며 중대사고 발생시 사고 진행에 중요한 역할을 한다. 본 연구에서는 이러한 용융물의 피막층 형성의 해석모델을 수립하기 위해 전이현상과 전도와 대류를 포함하는 2차원 열전달과 상변화를 수반하는 문제를 포함하는 운동량방정식과 에너지방정식을 2차원으로 구성하였으며 에너지방정식은 엔탈피의 함수로 나타내었다. 그리고 이러한 2차원 지배방정식을 해석하기 위해 유한차분법 및 SIMPIER 알고리즘을 이용하였다. 비교대상으로는 한국원자력연구소에서 수행한 냉각수의 비등과 기체주입 효과가 고려되지 않은 실험을 대상으로 하였다. 계산결과 용융물의 피막층은 파동(wave) 형태로 형성되었으며 일정시간이 경과하면 변화가 없는 안정한 상태가 되었다. 용융물 내에서의 온도분포는 액체상태일 경우에는 하부가열면과 상변화가 일어나는 경계면부근을 제외하고는 거의 일정한 온도분포를 나타내고 있으며 용융물이 고화된 피막층에서는 급격한 온도변화를 보여주고 있다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.14 no.2
• /
• pp.169-178
• /
• 2016

The properties of wastes for melting need to be considered to minimize the maintenance of refractory and to discharge the molten slags smoothly from a plasma torch melter. When the nonflammable wastes from nuclear facilities such as concrete debris, glass, sand, etc., are melted, they become acid slags with low basicity since the chemical composition has much more acid oxides than basic oxides. A molten slag does not have good characteristics of discharge and is mainly responsible for the refractory erosion due to its low liquidity. In case of a stationary plasma torch melter with a slant tapping port on the wall, a fixed amount of molten slags remains inside of tapping hole as well as the melter inside after tapping out. Nonmetallic slags keep the temperature higher than melting point of metal because metallic slags located on the bottom of melter by specific gravity difference are simultaneously melted when dual mode plasma torch operates in transferred mode. In order to minimize the refractory erosion, the compatible refractories are selected considering the temperature inside the melter and the melting behavior of slags whether to contact or noncontact with molten slags. An acidic refractory shall not be installed in adjacent to a basic refractory for the resistibility against corrosion.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
• /
• v.35 no.4
• /
• pp.425-429
• /
• 2011

In the unlikely of nuclear reactor meltdown, the leaked core melt or corium must be contained in a device called core-catcher so that the corium can be cooled and stabilized. The ex-vessel behavior of corium involves complex physical and chemical mechanisms of flow propagation, heat transfer, and reactions with sacrificial substrates. In this study, the detailed characteristics of corium flow and heat transfer were investigated by using a commercial CFD code for VULCANO VE-U7 test reported in the literature. The volume-of-fluid (VOF) model was used to predict the interfacial surface formation of corium and the surrounding air, and the discrete ordinate model was adopted to calculate radiation between corium and the surroundings. It was found that cooling via radiation through the top surface of corium had a dominant effect on the temperature and viscosity profiles at the front of the corium flow.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.05a
• /
• pp.563-568
• /
• 1997

Zion원전의 cavity 및 상부 격실을 1/20로 선형 축소 모의하여 상부 격실에 의한 노심용융물 나포특성을 규명하기 위한 노심용융물 고압분출 실험 연구를 수행하였다. 본 연구에서는 원자로용기 외곽에 환형통로가 있는 경우와 없는 경우로 구분하여 원자로용기 파손 때의 용융물양, 파손 면적에 따라 원자로용기 압력면화에 대한 실험을 물과 질소기체를 이용하여 수행하였다. 실험결과 환형통로가 없는 경우는 대부분의 노심용융물이 상부 격실에 나포되었으나 환형통로가 있는 경우는 환형 통로를 통하여 많은 양이 방출되었다 환형 통로를 통한 용융물의 직접 방출은 격납용기 상부대기와 열전달이 직접 이루어지기 때문에 격납용기 직접가열 효과가 크게 나타날 수 있다. Cavity내 노심 용융물 방출분율은 원자로용기파손 때 용융물양보다는 파손면적의 영향이 더 크게 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.05a
• /
• pp.581-586
• /
• 1997

중대사고시 노심의 손상에 의한 노심용융물이 원자로 용기 하부 반구로 재배치될 때 고온의 노심용융물에 의한 열적 부하로 원자로 용기의 파손을 일으키게 된다. 원자로 용기하부 반구 내에서의 노심용융물의 열적 거동 및 하부 반구에 대한 열적 부하에 대한 분석은 용융물의 성분 및 재배치 과정의 복잡성 등으로 인한 실험적 모사의 한계성 및 현상 분석의 난이함에도 불구하고 기존 원자로의 중대사고에 대한 안전 여유도의 제고와 이에 따른 노내외 사고 관리 전략의 수립을 위하여 연구의 필요성이 제기된다. 본 연구에서는 노심용융물 냉각연구(SONATA-IV)의 예비 실험으로 노심용융물의 상사물로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 이용하여 실제 원자로 용기 하부 반구를 1/8 로 선형 축소한 반구형 실험 용기로 주입하는 실험을 수행하였다. 아울러 원자로 용기 하부 반구로 재배치된 노심용융물에 의한 열적, 기계적 부하에 대한 분석을 수행하기 개발된 유한 요소 프로그램인 CALF (Computer Analysis for Lower Head Failure ) 코드를 이용한 하부 반구의 열적 거동에 대한 해석 결과를 정리하였다. 용융물 주입 실험 결과 용융물 주입과 동시에 하부 반구에 직경 5cm 크기의 하부 반구 파손이 발생하였다. 이는 고온 용융물에 의한 제트류(Jet Impingement)의 효과로 생각된다 동일한 조건에서 CALF 코드로 하부 반구의 열적 거동을 분석하였는데, 실험과는 달리 하부 반구의 파손이 발생하지 않았다 이같은 해석 결과는 용융물의 제트류 효과가 존재하지 않는다면 고온의 용융물이 하부 반구 내로 재배치되더라도 하부 반구의 파손이 발생하지 않는다는 것을 보여준다.>$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minim

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05b
• /
• pp.731-738
• /
• 1996

노심 손상이 일어나는 중대사고 발생시 고온의 노심 용융물이 윈자로 용기를 파손시키며 캐비티 내로 유출되는 경우, 노심 용융물과 냉각재의 폭발적 반응을 억제하고 잔열제거를 위한 효과적인 냉각수 주입 방법을 규명하는 실험을 수행하였다. 냉각수 주입 방법은 파이프 관을 이용한 단순 fouling 방식과 노즐을 이용한 Spray 방식, 그리고 반응용기의 옆면으로 냉각수를 주입하는 세 가지 방식을 채택하였다. 동일한 실험 조건에서 각각의 주입 방법에 따른 반응 형태 및 냉각 정도를 알아보는 실험을 수행하였다. 본 논문에서는 일차적으로 노심 용융물의 모사체로 사용한 주석 용융물에 Pouring 방식과 Spray 방식으로 냉각수를 주입한 경우의 실험 결과를 정리하였으며, 분석 결과 Spray 방식으로 냉각수를 주입한 경우에 폭발적 반응이 일어나지 않고 냉각됨을 알 수 있었다.