• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1999.10a
• /
• pp.349.2-349
• /
• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.10a
• /
• pp.327-332
• /
• 1995

가압중수형 원자로의 원자로건물내 주중기관 파단사고는 냉각재 상실사고와는 달리 핵연료 건전성이 유지됨에도 불구하고 파단 부위를 통한 과도한 중기 방출에 따른 일차측 급냉 및 감압에 의하여 경수를 수원으로 사용하는 비상노심냉각 계통(Emergency Core Cooling System:ECCS)의 작동으로 인하여 일차측 중수의 규정농도가 규정치 98% 이하로 저하되어 교체 또는 승급을 요하는 막대한 경제적 손실을 초래 할 수 있다. 원자로건물내 주중기관 파단사고시 비상노심냉각계통의 작동을 방지 또는 지연시키기 위한 운전기법으로 이차측 급수의 차단을 고려하였다. 주증기관 파단크기 50% 이하 범위에서는 원자로 정지후 급수 차단을 통해 비상노심냉각계통 작동을 막을 수 있음이 평가되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2002.10a
• /
• pp.108-108
• /
• 2002

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.27 no.4
• /
• pp.27-35
• /
• 2018

The passive containment cooling system (PCCS) has been designed to remove the released decay heat during the accident by means of the condensation heat transfer phenomenon to guarantee the safety of the nuclear power plant. The heat removal performance of the PCCS is mainly governed by the condensation heat transfer of the steam-air mixture. In this study, the heat removal performance of the PCCS was evaluated by using the MARS-KS code with a new empirical correlation for steam condensation in the presence of a noncondensable gas. A new empirical correlation implemented into the MARS-KS code was developed as a function of parameters that affect the condensation heat transfer coefficient, such as the pressure, the wall subcooling, the noncondensable gas mass fraction and the aspect ratio of the condenser tube. The empirical correlation was applied to the MARS-KS code to replace the default Colburn-Hougen model. The various thermal-hydraulic parameters during the operation of the PCCS follonwing a large-break loss-of-coolant-accident were analyzed. The transient pressure behavior inside the containment from the MARS-KS with the empirical correlation was compared with calculated with the Colburn-Hougen model.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.594-599
• /
• 1998

출력 운전중 원자로 건물내의 중성자 에너지 스펙트럼의 분포를 살펴보기 위해 중성자 스펙트럼 측정을 수행하였다. 영광4흐기 원자로 건물내 100ft 상에서 4곳, 122ft 상에서 4곳, 144 ft 상에서 8곳을 Bonner Multisphere Spectrometer(BMS) 시스템을 이용하여 중성자 스펙트럼을 측정하였다. BMS는 Cf-252 선원으로 교정하였으며 측정된 데이터는 BUNKI 코드를 이용하여 unfolding 하여 에너지 스펙트럼을 얻었다 분석 결과 100 ft의 경우 평균 중성자 에너지는 0.100 ~ 1.954 MeV, Fluence는 4.913$\times$$10^2$ ~ 1.478$\times$$10^4$ n/$\textrm{cm}^2$, 선량율은 0.56 ~ 289.37 mrem/hr의 분포를, 122 ft의 경우 평균 중성자 에너지는 0.122 ～ 0.320 MeV, Fluence는 4.586$\times$$10^{0}$ ~ 7.743$\times$$10^3$ n$\textrm{cm}^2$, 선량율은 0.05 ~ 201.46 mrem/hr의 분포를, 144 ft의 경우 평균 중성자 에너지는 0.062 ~ 0.578 MeV, Fluence는 7.922$\times$$10^{0}$ ~ 1.703$\times$$10^2$ n/$\textrm{cm}^2$, 선량율은 0.10 ~ 45.58 mrem/hr의 분포를 보였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Building Construction Conference
• /
• 2012.11a
• /
• pp.167-168
• /
• 2012

Analysis on structural effects which are reduction of friction coefficient and increase of tendon area by HDPE greased and large size strand in post-tensioning system of reactor containment building was carried out. Effective ratio of tendon force increases 67% to 83% by HDPE greased strand and vertical, horizontal internal section forces increased maximum 51%, 41% respectively. Tendon quantity could be reduced 30% by large size and HDPE greased strand that can maintain safety of ultimate internal pressure same as at present.

• Proceedings of the Korean Institute of Building Construction Conference
• /
• 2012.11a
• /
• pp.165-166
• /
• 2012

A thermal stresses by heat of hydration was analyzed according to a change of a pour height in reactor containment building. In case of more than 3.6m pouring height a crack index by heat of hydration analysis resulted in less than 1 because there is not a construction joint of vertical direction and for a self-restraint effect of circumferential section shape. Therefore detailed consideration on a mixture proportion of binder type, quantity in concrete and selection of a form in seasonal air temperature is needed for a control of tensile stress by heat of hydration.

• Proceedings of the Korean Institute of Building Construction Conference
• /
• 2012.11a
• /
• pp.169-170
• /
• 2012

It is analyzed that constructability of post-tensioning system applying HDPE greased strand that is greased and coated by high density polyethylene on a bare strand in reactor containment building. The improvement of corrosion resistance by greasing and HDPE coating on a strand makes transportation, handling and installation of tendon to be easier. Therefore, serial and repetitive process of post-tensioning composed of construction preparation, tendon installation, stressing and anchoring, grease injection could be improved parallel and lumping process of installation and grouting, stressing and anchoring.

• 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.

• Annual Conference of KIPS
• /
• 2013.05a
• /
• pp.311-314
• /
• 2013

본 논문에서는 일본의 (주) 동경전력이 공개한 후쿠시마 제 1 원자력발전소 2 호기 원자로건물 지하에 위치한 S/C (Suppression Chamber) 주변의 Vent 관 조사 동영상들을 분석하였다. S/C 는 donut (환형) 모양의 구조물로 PCV (격납용기) 와 연결된 8 개의 Vent 관을 통해 원자로의 압력을 억제한다. 후쿠시마 사고 원자로의 용융 핵연료를 인출하기 위해서는 원자로 압력용기 및 PCV에 물을 채워서 방사선 선량율을 떨어뜨려야 한다. 물을 채운 후에 누설이 되면 안되기 때문에, PCV 와 S/C 사이에 연결된 Vent 관에 대한 방사능 오염수의 누설지점을 찾는 것이 중요하다. 이를 위한 사전공정으로 (주) 도시바의 4 족보행 로봇 탑재 카메라를 이용하여 8 개 Vent 관 모두를 육안 검사하였다. (주) 동경전력이 공개한 영상을 분석한 결과 고선량 감마선에 의한 Speckle 들이 관측되었다. 본 논문에서는 이러한 Speckle 분포의 특성을 분석하여 S/C 와 PCV 를 연결하는 8개 Vent 관중 방사능 오염물질이 많은 곳을 특정하고자 하였다.