• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.16 no.3
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• pp.389-396
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• 2018

The Kori-1 Nuclear Power Plant (NPP), WH 2-Loop Pressurized Water Reactor (PWR) operated for approximately 40 years in Korea, was permanently ceased on June 18, 2017. To reduce worker exposure to radiation by reducing the dose rate in the system before starting main decommissioning activities, the permanently ceased Kori-1 NPP will be subjected to full system decontamination. Generally, the range of system decontamination includes Reactor Pressure Vessels (RPV), Pressurizer (PZR), Steam Generators (SG), Chemical & Volume Control System (CVCS), Residual Heat Removal System (RHRS), and Reactor Coolant System (RCS) piping. In order to decontaminate these systems and equipment in an effective manner, it is necessary to evaluate the influence of the flow characteristics in the RCS during the decontamination period. There are various methods of providing circulating flow rate to the system decontamination. In this paper, the flow characteristics in Kori-1 NPP reactor coolant according to RHR pump operation were evaluated. The evaluation results showed that system decontamination using an RHR pump was not effective at decontamination due first to impurities deposited in piping and equipment, and second to the extreme flow unbalance in the RCS caused deposition of impurities.

• Journal of Energy Engineering
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• v.13 no.1
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• pp.51-59
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• 2004

The NSSS (Nuclear Steam Supply System) thermal-hydraulic programs adopted in the domestic full-scope power plant simulators were provided in early 1980s by foreign vendors. Because of limited compulsational capability at that time, they usually used very simplified physical models for a real-time simulation of NSSS thermal-hydraulic transients, which entails inaccurate results and, thus, the possibility of so-called "negative training", especially for complicated two-phase flows in the reactor coolant system. In resolve the problem, KEPRI developed a realistic NSSS T/H program ARTS which was based on the RETRAN-3D code for the improvement of the Nuclear Power Plant full-scope simulator. The ARTS (based on the RETRAN-3D code) guarantees the real-time calculations of almost all transients and ensures the robustness of simulations. However, there is some possibility of failing to calculate in the case of large break loss of coolant accident (LBLOCA) and low-pressure low-flow transient. In this case, the backup calculation system cover automatically the ARTS. The backup calculation system was expected to provide substantially more accurate predictions in the analysis of the system transients involving LBLOCA. The results were reasonable in terms of accuracy, real-time simulation, robustness and education of operators, complying with FSAR and the AMSI/ANS-3.5-1998 simulator software performance criteria.

• Journal of the KSME
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• v.21 no.1
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• pp.21-31
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• 1981

원자력발전소의 원자로냉각재 압력경계의 건전성과 안정성을 확보하기 위하여 법적 요구조건을 설정함에 있어 파괴역학이 어떻게 적용되었는 가를 설명하였다. 이를 요약하면 다음과 같다. 1) 압력경계에 사용되는 재료의 $RT_{NDT}$를 정의하였다. 이는 무연성천이온도와 같은 개 념의 것으로, 앞으로 재료의 파괴인성은 이 $RT_{NDT}$에 대한 상대온도의 함수로 주어진다. 2)비연성파괴를 방지하기 위한 설계조건으로서 선형탄성 파괴역학에 근거한 조건식을 인용하였다. 여기서 조건식이란 능력확대계수의 합계가 어떠한 조건에서도 이러한 조건식을 만족한다는 것을 해석적으로 확인하고 규제당국의 승인을 받아야 한다. 3) 가동중검사에 발견된 결함으로 합격수준을 초과하는 것은 파괴역학적으로 해석하여 구조적 으로 안전하다는 것은 파괴역학적으로 해석하여 구조적으로 안전하다는 것을 입증하여야 한다. 이때 결함은 원자로의 가동과 더불어 성장하므로 수명기간중 피로파괴에 이를 것인지의 여부도 평가하여야 한다. 이때의 대조균열성장률은 Paris의 power law에 따른다. 4) 고속중성자 (E>1. 0MeV)에 의한 조사취화를 감시하기 위하여 감시시험계획을 사전에 수립 하고 이에 따라 감시시험을 수행하여 조사에 수립하고 이에 따라 감시시험을 수행하여 조사에 의한 원자로용기 재료의 파괴인성의 저하를 평가하여 이를 고려한 충분한 안전여유를 갖는 운 전조건 즉, 압력-온도 한계곡선을 산출하여야 한다. 이때의 취화 정도는 DELTA. $RT_{NDT}$ 와 Upper Shelf Energy의 감소로 나타낸다. 또한, 압력-온도 한계곡선은 선형관성 파괴역학에 입각한 조건식을 이용하여 해당 온도에서의 압력을 산출한다. System을 개발 사용하기 위하여 기존 전자계산소를 이용하는 방법이 바람직하며 System의 도입은 자체운영을 결정하기 전에 경제적인 여건 등 여러가지 문제를 검토하여야 한다. 특히 Turn Key Base로 System를 도입할 경우에는 System의 도입목 적과 사용빈도, 앞으로의 확장성 현재 설계및 생산 과정과의 마찰가능성, 유지보수문제 등을 신 중히 검토하여야 한다. 이제 기계공업도 전자계산기를 이해하고 사용하므로 서 발전할 수 있는 단계가 되었다. 예로부터 좋은 공구를 개발하여 적절히 사용하는 것이 기계공업 발전의 첩경이 었다. 전자계산기는 현대 기술이 개발한 가장 강력하고 사용하기 좋은 공구이다.점에서 피로구열의 안정성장을 논하고, 과거 10여년간의 피로 crack문제에 대한 연구방법, 실험방법 등을 소개하는 방향으로 고 를 진행시켜 나가겠다.에 그 효과가 증대됨을 알 수 있었다.적용한 임상실험이 수행되어야 할 것이다. 또한 위치결정에서 획득한 좌표값의 정확성을 알아보기 위해서 팬톰을 이용한 방사선조사 실험이 추후에 실행되어져야 할 것이다. 그리고 제작된 프레임에 Rotating X선 시스템과 내부 장기의 움직임을 계량화하고 PTV에서의 최적 여유폭을 설정함으로써 정위 방사선수술 및 3 차원 업체 방사선치료에 대한 병소 위치측정과 환자의 자세에 대한 setup 오차측정 결정에 도움이 될 수 있을 것이라고 사료된다. 상대적으로 우수한 것으로 나타났으며, 혼합충전재는 암모니아의 경우 코코넛과 펄라이트의 비율이 7：3인 혼합 재료 3번과 소나무수피와 펄라이트의 비율이 7：3인 혼합 재료 6번에서 다른 혼합 재료에 비하여 우수한 것으로 나타났다. 4. 코코넛과 소나무수피의 경우 암모니아 가스에 대한 흡착 능력은 거의 비슷한 것으로 사료되며,

• Journal of Energy Engineering
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• v.25 no.4
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• pp.124-132
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• 2016

In order to estimate the effect of flow distributors connected to an upper nozzle of CMT(Core Makeup Tank) on the thermal-hydraulic characteristics in the tank, a simplified 2 inch Small Break Loss of Coolant Accident(SBLOCA) was simulated by skipping the decay power and Passive Residual Heat Removal System(PRHRS) actuation. The CMT is a part of safety injection systems in the SMART (System Integrated Modular Advanced Reactor). Each test was performed with reliable boundary conditions. It means that the pressure distribution is provided with repeatable and reproducible behavior during SBLOCA simulations. The maximum flow rates were achieved at around 350 seconds after the initial opening of the isolation valve installed in CMT. After a short period of decreased flow rate, it attained a steady injection flow rate after about 1,250 seconds. This unstable injection period of the CMT coolant is due to the condensation of steam injected into the upper part of CMT. The steady injection flow rate was about 8.4% higher with B-type distributor than that with A-type distributor. The gravity injection during hot condition tests were in good agreement with that during cold condition tests except for the early stages.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.470-482
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• 1995

The Ulchin 3&4, which are 2825 MWt PWRs, adopted Safety Depressurization System (SDS) to mitigate the beyond design basis event of Total Less of Feedwater(TLOFW). In this study the results and methodology of the analyses for the determination of SDS bleed capacity are discussed. The SDS design bleed capacity has been determined from the CEFLASH-4AS/REM simulation according to the following design criteria : 1) Each SDS flow path, in conjunction with one of two High Pressure Safety Injection (HPSI) pumps, is designed to have a sufficient capacity to prevent core uncovery if one SDS path is opened simultaneously with the opening of the Pressurizer Safety Valves (PSVs). 2) Both SDS bleed paths are designed to have sufficient total capacity with both HPSI pumps operating to prevent core uncovery if the Feed and Bleed (F&B) initiation is delayed up to thirty minutes from the time of the PSVs lift. To verify the results of CEFLASH-4AS/REM simulation a comparative analysis kas also been per-formed by more sophisticated computer code, RELAP5/MOD3. The TLOFW event without operator recovery and TLOFW event with F&B are analyzed. The predictions by the CEFLASH-4AS/REM of the transient too phase system behavior are in good qualitative and quantitative agreement with those by the RELAP5/MOD3 simulation. Both of the results of analyses by CEFLASH-4AS/REM and RELAP5/MOD3 have demonstrated that decay heat removal and core inventory make-up can be successfully accomplished by F&B operation during now event for the Ulchin 3&4.