• 제목/요약/키워드: 원자로냉각재

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APR1000 원자로용기의 환경피로 평가 (Environmental Fatigue Evaluation of APR1000 Reactor Vessel)

  • 김종민;김용환
    • 한국전산구조공학회논문집
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    • 제26권3호
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    • pp.207-212
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    • 2013
  • APR1000(Advanced Power Reactor 1000)은 기존의 OPR1000(Optimized Power Reactor 1000)에 60년 설계수명, 국부주파수제어운전, 0.3g 안전정지지진하중 적용 등의 향상된 설계특성(Advanced Design Feature)을 적용하여 개선한 수출형 1000MW 원전이다. 이 논문에서는 Reg. Guide 1.207에서 요구하는 원자로냉각재 환경을 고려한 피로 평가를 원자로용기에 대하여 평가하였다. 원자로용기에서 비교적 누적사용계수가 높은 출구노즐을 대상으로 평가를 수행하였으며 출구노즐은 구조적 건전성을 만족하는 것으로 평가되었다.

표준형 원전 원자로냉각재계통의 발전정지유발기기 분석 (Single Point Vulnerability Analysis of Reactor Coolant System in OPR-1000)

  • 이은찬;배연경;김명수
    • 대한전기학회:학술대회논문집
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    • 대한전기학회 2011년도 제42회 하계학술대회
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    • pp.1999-2000
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    • 2011
  • 본 연구의 목적은 발전소의 정상적인 출력운전을 위해 필요한 주요 계통의 기능에 영향을 미쳐 발전소 불시정지를 유발할 수 있는 핵심 기기, 즉, 발전정지유발기기의 설치 개소를 체계적인 방법을 통하여 정밀 분석하고, 해당 기기의 고장모드와 그 영향을 검토하여 이를 방지하기 위한 대책을 수립하도록 하는 것이다. 발전정지유발기기의 평가는 발전소 종사자로 하여금 가동 중 발전소에서 발생 가능한 발전정지 영향기기와 그들의 상호관계를 이해하고, 정량적 평가를 통해 해당기기들의 발전소 발전정지 영향을 시각적으로 확인하여 불시 발전정지를 예방할 수 있는 대응 논리를 인지할 수 있도록 하는데 그 목적이 있다. 원자로냉각재계통에 대한 발전정지유발기기(SPV, Single Point Vulnerability)를 분석하기 위해 고장모드영향분석(FMEA, Failure Mode Effect Analysis)을 수행하고 상세 고장수목을 개발하여 통합단위의 계통 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로냉각재계통의 발전정지유발기기는 원자로냉각재 펌프와 가압기 주살수 밸브의 제어회로에 집중되어 있는 것으로 나타났다.

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배관계통의 내진해석에 따른 응답조합과 누락질량효과

  • 이범수
    • 기계저널
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    • 제25권4호
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    • pp.304-311
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    • 1985
  • 원자력발전소는 사고시 주변의 인구 및 환경에 미치는 영향의 심각성을 고려하여 가능한 모든 안전조치를 취하여 설계. 건설되도록 하고 있다. 특히 원자로냉각재 계통의 배관이 그러하며 고도의 안전성 및 신뢰성을 확보하기 위하여 지진에 대해서도 구조적인 건전성이 입증되어야 한다. 일반적으로 지진하중에 대한 배관계통의 내진해석에서는 층응답스펙트럼에 의한 모우드 해석 방법이 이용되고 있다. 이 때 내진해석으로 얻어진 응답의 조합에는 신중한 고려가 필요 하다. 즉 배관계통의 특성, 입력지진의 특성, 계산에 고려하는 모우드의 수등을 감안하여 적절한 응답조합이 이루어져야 한다. 본 해설에서는 여러 가지의 응답조합방법과 해석시 고려되는 모 우드의 수를 제한함으로써 발생하는 오차를 보정하기 위한 누락질량효과(missing mass effect)에 대하여 설명하고자 한다. 또 두 가지의 해석모델에 대하여 실제 내진 해석을 수행하여 그 결 과를 비교검토하기로 한다.

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가압경수로의 반응도조절용 B-10 농축붕산 사용에 관한 기술현황분석

  • 김은기;이창규;서영남;배윤영;전관식
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제27권4호
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    • pp.591-602
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    • 1995
  • 가압경수로에서는 장기적인 반응도 조절을 위하여 B-10과 B-11을 함유한 천연붕산을 사용한다. 천연붕산의 사용으로 원자로냉각재의 붕소농도가 높기 때문에 pH를 적정한 범위로 유지하기 위하여 많은 양의 수산화리튬이 주입된다. 이로 인한 높은 리튬 농도는 증기발생기 재질의 응력부식균열과 핵연료피복재의 산화를 촉진시키는 등의 부작용을 초래할 수 있다고 보고되었다. 따라서 본 고에서는 천연붕산을 B-10 함량이 높은 농축붕산으로 대체하는 경우에 대한 기술적, 경제적 영향을 조사하고 검토하였다. 조사 결과, 농축붕산은 원전의 일차계통 수질화학, 부식생성물의 방사화에 의한 선량율, 보조계통 설계, 액체폐기물 발생량관점에서 여러가지 이점이 있을 수 있으며, 노심설계, 안전해석, 발전소 인허가 등의 관점에서는 문제가 없다고 밝혀졌다. 현재 천연붕산으로 운전중인 원전에서는 농축붕산의 경제성이 발전소의 주어진 제반여건에 의존하고, 농축붕산의 가격에 따라 크게 차이가 있는 것으로 보고되었다. 국내에 신규 원전이 계속적으로 건설되고 있는 현실에 비추어 볼 때, 발전소의 경제성과 안전성을 향상시키기 위하여 농축붕산 사용에 대한 타당성을 좀 더 면밀히 분석 할 필요가 있다고 판단된다.

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영광3, 4호기 비상운전지침용 원자로냉각재펌프 정지전략을 위한 소형냉각재상실사고 분석 (Small Break LOCA Analysis for RCP Trip Strategy for YGN 3&4 Emergency Procedure Guidelines)

  • Seo, Jong-Tae;Bae, Kyoo-Hwan
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제27권2호
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    • pp.203-215
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    • 1995
  • 소형냉각재 상실사고시 원자로냉각재펌프( RCP )의 지속적인 운전은 원자로냉각재의 불필요한 누출을 초래하여 심각한 노심노출 및 이에따른 핵연료 손상을 야기시킬 수 있다. TMI 사고 후 미국 NRC의 요구에 따라 CE형 발전소 사용자 단체에서는 “T2/L2”라는 RCP 트립전략을 개발하여 CE형 발전소에 적용 가능토록 일반비상운전지침서에 반영하였다. 상기 T2/L2 RCP 트립전략은 사고후 원자로 냉각재 계통의 압력이 감소하여 RCP 트립설정치에 도달하면 처음 두대의 RCP를 우선 정지시키고, 사고가 LOCA임이 확인되면 나머지 두대의 RCP를 정지시키는 방식을 채택하고 있다. 본 논문에서는 영광3, 4호기의 RCP 트립설정치를 분석, 선정하고 T2/L2 전략의 안전운전양상을 입증하였다 분석결과, 최악의 파단크기로 밝혀진 0.15 ft$^2$의 고온관 파단 LOCA 영광3, 4호기 RCP 트립설정치는 가압기 압력 1775 psia로 나타났으며, 운전원이 마지막 두대의 RCP를 트립시키지 못하였을 경우 혹은 최악의 시점에서 정지시켰을 경우에도 영광3, 4호기의 노심냉각능력은 확보될 수 있음이 확인되었다. 또한 영광3, 4호기의 RCP 트립전략은 미국 NRC가 요구하는 최대 핵연료피복재온도 관점에서의 10 CFR 50.46 요구조건과 운전원 조치시간 관점에서의 ANSI 58.8 요구조건도 충분히 만족함이 판명되었다 따라서, 1775 psia의 RCP 트립설정치를 사용한 영광3, 4호기의 T2/L2 RCP 트립전략은 사고시 운전원에게 향상된 운전지침을 제공할 수 있을 것으로 판단된다.

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기기냉각수 최저온도와 정지냉각계통 유량조절밸브 개도에 관한 설계분석

  • 김도현;이중섭;오종필;오광석
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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    • pp.444-449
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    • 1995
  • 한국형 표준 원자력발전소의 정지냉각운전시 최대냉각율은 75$^{\circ}$F/hr(41.7$^{\circ}C$/hr)로 기술사양서에 규정되어 있다. 정지냉각운전 냉각율에 가장 큰 영향을 미치는 2가지 중요한 변수는 정지냉각계통 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량과 기기냉각수의 온도다. 이중 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량은 butterfly형 정지냉각계통 유량조절밸브의 개도에 의하여 조절되는데 개도에 따른 throttle 능력이 중요한 인자다. 또 기기냉각수의 온도는 해수온도의 변화에 따라 편차가 발생하므로 유량조절밸브의 개도와 기기냉각수 온도의 상관관계에 따라 냉각능력이 달라진다. 본 논문에서는 현 울진 3&4호기 정지냉각계통 열 교환기 및 조절밸브 둥의 설비를 기준으로 기술사양서 상의 냉각율 75$^{\circ}$F/hr(41.7$^{\circ}C$/hr) 유지가 가능한 최저 기기냉각수의 온도를 찾아보았고, 아울러 기기냉각수의 온도와 조절밸브의 개도 사이의 관계를 조사하였다. 그 결과 현재의 울진 3&4호기 조절밸브를 최저개도로 조절할 때 약 57$^{\circ}$F(13.9$^{\circ}C$)의 기기냉각수가 공급되어도 냉각율 제한치를 넘지 않는 것으로 분석되었다. 한편, 최저조절가능 유량이 약 2000 gpm(7570 l/min)일 경우에는 낮은 기기냉각수가 공급될 경우 최대냉각율을 초과하므로 한 train을 정지시키고 한 train만으로 운전할 것을 고려하여야 할 것으로 보인다. 이 경우 최저 약 56.5$^{\circ}$F(13.6$^{\circ}C$)의 기기냉각수가 공급되어야 한다. 본 논문의 분석결과는 향후 기기설계사양서나 운전지침서 등에 반영되어 실제 발전소 설계 및 운전절차 수립에 기여할 수 있을 것으로 생각된다.공감대의 형성이 요구된다. 질적 측면에서는 공원 녹지의 기능성의 회복이라는 측면과 시대에 부합되는 새로운 기능 및 가치의 부여가 필요하며, 이를 위해서는 공원의 매력, 공원의 시설기능 증진, 녹지의 질의 향상 및 녹지 가치의 증진에 대한 다양한 시책이 요구된다. 구성적 측면에서는 공원녹지의 개별적 존재보다는 공원 녹지를 상호간 유기적인 계통을 확보하여 공원 녹지의 네트워크를 형성하여 도시 속의 산재된 고립된 섬으로서의 공원 녹지가 아닌 시민생활에 늘 가까이 있는 생활 속의 공원녹지로 재편되어야 한다. 이러한 정책의 의제는 양적 측면에서 보전(CONSERVATION)과 창출(CREATION), 질적 측면에서 쇄신(RENOVATION)과 복구(RESTORATION), 그리고 구성적 측면에서 공원 녹지의 연결(CONNECTION)과 시민 참여에 의한 운동(MOVEMENT)이라는 정책 개념의 구현을 통해 가능하다. 이러한 정책 개념과 의제를 가지고 서울시 공원 녹지 정책을 구체화시키기 위해서 푸르름의 새로운 탄생이라는 기치 아래 풍요로운 서울, 사랑 받는 공원, 생활 속의 녹지의 3대 목표, 공원 녹지의 보전, 잠재 공원 녹지의 창출, 공원의 활성화, 녹지의 복구, 경관 보전 및 복구, 공원 녹지의 네트워크, 도시 녹화의 7대 과제를 설정하고 미시설 공원 녹지 집행, 개발 사업시 공원 녹지의 확보, 환경 녹지의 총량 보호 관리, 도시 소공원 개발, 역사 문화 공원 조성, 하천 공간 복원, 공원 시설 기능 개선, 이용 프로그램 개발, 공원 관리 개선, 환경 피해 녹지의 회복, 도시 환경 림 조성, 녹지 기능 증진, 도시 자연 경관 보전, 공원 녹지체계 구성, 공원 녹지 공급 균형, 주변 환경 녹화, 가로 녹화의 17개 시책을 제안하였다. 이러한 정책사업의 원활한 추진을 위해서는 기존의 관주도의 일방적인 공원 녹지 행정이 아닌 시민의 참여를 통한 시민이 함께 하는 정 책 사업의 추진이 요구되며, 특히 민간 부문의

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최적평가 방법론의 적용에 의한 대형냉각재 상실사고시의 원자로 안전여유도의 정량화 (Quantification of Reactor Safety Margins for Large Break LOCA with Application of Realistic Evaluation Methodology)

  • B.D. Chung;Lee, Y.J.;T.S. Hwang;Lee, W.J.;Lee, S.Y.
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제26권3호
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    • pp.355-366
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    • 1994
  • 미국원자력규제위원회에서는 최근 안전해석에 최적전산코드의 사용을 허용하는 개정된 비상노심냉각계통 평가 규정을 제시하였다. 당 규정에서는 계통해석에 최적전산코드를 사용할 경우 불확실성 평가를 수행할 것을 요구하고 있다. 본 논문에서는 이러한 비상노심냉각계통의 규제요건을 만족하는 실제적인 최적평가방법론을 개발하여 대형냉각재상실사고에 적용하였다. 최적평가전산코드로는 RELAP5/MOD3.1을 개선한 RELAP5/MOD3/KAERI를 사용하였으며, 코드의 불확실성은 수개의 분리효과 및 총체효과 실험에 대한 평가를 수행함으로써 정량화 하였다. 적용대상 발전소로는 고리 3 & 4호기를 선정하였다. 민감도 분석을 통하여 응답방정식을 구성하였으며 각 응답방정식에 대하여 무작위 추출방식, Monte Carlo 방식으로 확률밀도함수를 구하였다. 최종 불확실성은 95%의 신뢰도로 정량화 하였으며 대형냉각재 상실사고시의 안전여유도에 대하여 논의하였다.

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RELAP5/MOD2 코드에 의한 대형냉각재 상실사고 모사실험 L2-3의 열수력 현상 예측 (Prediction of Thermal-Hydraulic Phenomena in the LBLOCA Experiment L2-3 Using RELAP5/MOD2)

  • Bang, Young-Seok;Chung, Bub-Dong;Kim, Hho-Jung
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제23권1호
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    • pp.56-65
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    • 1991
  • RELAP5/MOD2 Cycle 36.04코드를 이용하여 LOFT대형냉각재 상실사고 모사실험 L2-3를 계산함으로써 코드의 대형냉각재상실사고에 관련된 열수력현상 예측능력을 평가하였다. 기본계산에서 원자로 압력용기는 이중노심유로와 분리강수관 모델로 모사되었다. 기본계산의 결과 계통의 전반적인 수력학적 거동과 감압기간동안 노심 고출력 부위에서의 열적 거동은 비교적 타당하게 예측되었다. 한편 과냉각-이상유동의 천이 기간동안 임계유량모델, 고질량유속에서의 임계열유속 상관식, 감압기간중의 재접수(Blowdown Rewet)의 판정기준등 코드의 모델/상관식의 부분적 결함이 발견되었다. 이 결함들에 의해 냉각재 재고량이 과대 평가되어 재환수기간의 노심의 열적거동 예측의 정확도가 감소되었다. RELAP5/MOD2 Cycle 36.04로 부터 개선된 코드를 사용한 계산 결과 재접수 현상의 예측 정확도를 개선할 수 있었다.

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VHTR 초고온기기 설계특성 분석 (Design Characteristics Analysis for Very High Temperature Reactor Components)

  • 김용완;김응선
    • 한국압력기기공학회 논문집
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    • 제12권1호
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    • pp.85-92
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    • 2016
  • The operating temperature of VHTR components is much higher than that of conventional PWR due to high core outlet temperature of VHTR. Material requirements and technical issues of VHTR reactor components which are mainly dominated by high temperature service condition were discussed. The codification effort for high temperature material and design methodology are explained. The design class for VHTR components are classified as class A or B according to the recent ASME high temperature reactor design code. A separation of thermal boundary and pressure boundary is used for VHTR components as an elevated design solution. Key design characteristics for reactor pressure vessel, control rod, reactor internals, graphite reflector, circulator and intermediate heat exchanger were analysed. Thermo-mechanical analysis of the process heat exchanger, which was manufactured for test, is presented as an analysis example.

대형냉각재 상실사고 재관수 기간 동안, 차세대 원자로 강수부 내의 열수력 현상 모의를 위한 실험장치 척도해석 (Scaling Analysis of Thermal Hydraulics Phenomena in the Nuclear Reactor Vessel Downcomer during the Reflood Phase of LBLOCA)

  • 윤병조;송철화;권태순;어동진;주인철;윤영중
    • 대한기계학회:학술대회논문집
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    • 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집D
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    • pp.821-827
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    • 2001
  • As one of the advanced design features of the Korea next generation reactor, direct vessel injection (DVI) system is being considered instead of conventional cold leg injection (CLl) system. It is known that the DVI system greatly enhances the reliability of the emergency core cooling (ECC) system. However, there is still a dispute on its performance in terms of water delivery to the reactor core during the reflood period of a large-break loss-of-coolant accident (LOCA). Thus, experimental validation is under progress. In this paper, a new scaling method, using time and velocity reduced linear scaling law, is suggested for the design of a scaled-down experimental facility to investigate the direct ECC bypass phenomena in PWR downcomer.

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