원자로계통 전체가 원자로 용기안에 일체형으로 내장되었으며 열ㆍ에너지 수송회로와 물질ㆍ방사선 수송회로가 각각 분리, 혼합된 복합 원자력에너지시스템인 250MW$_{th}$ 실증로급 AMBIDEXTER (Advanced Molten-salt Break-even Inherently-safe Dual-missioning Experimental and TEst Reactor)는 부의 핵연료 반응도로 인한 고유안전성과 핵확산 방지, 폐기물 감축, 핵연료 경제성 및 자원 이용의 효율성을 갖춘 원자로로서 현재 아주대학교에 서 개념 설계중이다.(중략)
원자력발전소 중 중수로 형 원전에서는 원자로 냉각재로 중수를 사용하고 있으며, 방사능 누출을 예방하기 위하여 폐회로 순환으로 냉각을 하게 된다. 운전 중 냉각재 량의 감소는 원자로 핵연료 냉각 율을 부족하게 하여 노심 안전성에 치명적인 결과를 초래할 수 있고, 열교환기 혹은 격납용기 대기 중으로 고방사화 중수가 누설될 경우에는 작업자의 피폭을 초래할 수 있다. 따라서 원전의 냉각재 량을 실시간, 온라인으로 감시하는 것은 원자로 냉각 안전성 뿐 만 아니라 작업자 보호측면에서 매우 중요하다. 현재, 국내뿐만 아니라 중수로 형 원전 설계국인 캐나다에서도 실시간 감시보다는 아직 수작업에 의해 오프라인 감시를 하고 있으며 정확도, 신 시간성 등에서 문제점들을 가지고 있다. 여기에서는 발전소 전체 중수 량 냉각재를 컴퓨터를 이용하여 실용적이고 신뢰도 높게 측정, 감시하는 방법론을 개발한 내용과 시스템에 대해 기술한다.
국내 가압경수로형 원자로의 압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 이들 노즐은 억지끼워맞춤(Shrink fitting) 방식으로 결합되어 용접 처리 된다. 용접에 의해 발생되는 인장잔류응력은 일차수응력부식균열을 발생시키는 주요 요인이다. 이러한 이유로 최근 15 여 년 동안 관통노즐 용접부 부위에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이를 극복하기 위해 다양한 방안이 모색되고 있다. 또한 용접과정에서 발생되는 불필요한 결함은 일차수응력부식균열(PWSCC)을 가속화 시키는 원인이 되기도 한다. 원자로 제작과정에서 용접에 의한 결함은 보수용접에 의해 즉시 수리가 이루어 진다. 기존의 연구에서는 정상적인 용접과정에서 발생되는 잔류응력을 예측하였으나, 본 연구에서는 용접과정에서 발생되는 결함을 보수하기 위해 실시되는 보수용접이 용접잔류응력에 미치는 영향을 분석하였다.
l/5.03 축소 원자로 모델을 이용하여 원자력 발전소 영광 3,4호기를 위한 유동시험을 수행하였다. 이 유동 시험의 목적은 ABB-CE사의 System 80과 영광 3,4호기 원자로 크기의 상대적인 차이로 인해 발생하는 원자로 용기내의 수력학적 영향을 평가하는 것이다. 유동 모델은 상사성 원리에 따라 설계하였다. 이 시험에서 얻은 결과는 노심 입구 유량 분포, 노심 출구 압력 분포, 원자로 입구 노즐에서부터 출구 노즐까지 유동로를 따른 부분 구간 및 전체 압력 손실이다. 이 데이터들은 노심의 열적 여유도 분석에 필요한 입력 자료 제공과 해석적 수력설계 방법의 검증에 이용하게 된다.
원자로 압력용기에서의 정화한 속중성자 조사량의 계산은 발전소 압력용기 surveillance program의 핵심적인 부문이다. 최근 기존의 ENDF /B-III~V에 있는 철의 핵단면적 자료가 압력용기와 같은 철이 포함된 구조물에서 속중성자속을 낮게 평가하는 것으로 알려지고 있다. 본 논문에서는 ENDF /B-IV와 VI의 철(Fe) 자료의 비교를 위해 영광3/4호기 모델과 2개의 ENDF/B 파일에 있는 각각의 철자료를 이용하여 47-에너지그룹 핵단면적집 (CXFe-IV와 CXFe-VI )을 만들었다. CXFe-IV와 CXFe-VI를 사용하여 수행한 DOT4.3 계산결과에 의하면 압력용기 취화해석에 중요한 속중성자속(E 〉 1.0 MeV) 계산에서 ENDF /B-VI의 철자료를 사용한 경우가 ENDF /B-IV의 철자료를 사용한 경우보다 압력용기 내부표면에서 7.6%, 외부표면에서 20% 높게 나타났다.
Jo, Jong-Chull;Lee, Sang-Kyoon;Shin, Won-Ky;Cho, Jin-Ho
Nuclear Engineering and Technology
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제23권2호
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pp.183-199
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1991
가압수형 원자로 가압기의 오동작 보조살수 과도시 용기벽에서의 온도분포에 대한 과도응답을 해석하였으며, 해석은 분무수적으로 젖게되는 용기벽면에서 나타나는 열응력에 대하여 보수적으로 수행되었다. 수적이 부딪혀서 흘러내리는 용기벽의 내부경계면에서 강제대류열전달계수를 결정하기 위하여, 분무수적들이 살수노즐을 떠나 수증기와 비응축성인 수소기체로 이루어진 혼합기로 채워져 있는 가압기 내부공간을 통하여 비행한 후에 용기내부벽면에 도달할 때의 수적들의 과도온도를 예측하였다. 용기벽에서의 과도온도분포는 유한요소법을 사용하여 구하였으며, 대표적인 결과들을 제시하였다. 열해석의 결과는 입력자료에 대한 묘사와 부합되며, 타당한 물리적 의미를 가짐 이 확인되었다.
핵분열로 인한 고온, 고압의 냉각수를 유지하는 원자로 용기는 원자로의 냉각 또는 가열시 압력에 의한 응력과 함께 열응력이 가해지고 원자로 벽의 온도변화에 따라 파괴인성치가 변화하기 때문에 임의의 결함이 존재할 경우 건전성 확보가 쉽지 않다. 따라서 가상결함이 성장하지 않도록 압력과 온도를 조정하면서 냉각 및 가열시킬 필요가 있다. 본 연구에서는 원자로 운전 중 냉각 및 가열시 안전하게 운전하기 위한 압력/온도 한계곡선을 구하는 절차에 필요한 이론을 조사하였고 이의 도출을 위한 해석과정을 전산화하였다. 국내원전 중 가장 오래된 고리 1호기에 대한 압력/온도 한계곡선을 다양한 냉각 및 가열률에 따라 설정하였고 이들 결과를 검토하였다.
일체형 원자로는 제어봉의 고장으로 인해 제어봉을 이용한 원자로 정지가 불가능한 경우 원자로에 붕산을 주입하여 정지시킨다. 일반적으로 붕산을 주입하는 방식은 붕산 분말을 물에 용해시켜 고농도의 붕산수를 만들어 저장하고 있다가 사용하는 것이다. 그러나 이와 같은 방식은 구성 기기의 수가 많고 구성이 복잡하므로 비경제적이며 운전과 계측제어 및 유지보수 측면에서 불리하다 본 연구에서는 이와 같은 단점을 개선하기 위해 붕산 분말을 원자로에 직접 주입하는 방식을 채택하였다. 붕산 분말을 원자로에 직접 주입하므로써 기기의 수가 줄어들고 계통의 구성, 운전 및 유지보수가 매우 단순해지고 경제적이다
중대사고관리 전략의 하나로서 피동형-설계에 적용되고 있는 용기내부보존(IVR)기념 - 이 논문에서는 실제적으로 원자로 압력용기벽 외부냉각(ERVC)방법을 사용한다 -이 규제측면에서는 용융물의 냉각가능성 쟁점의 해결이라는 문맥에서 조감되었다; 기술측면에서는 IVR개념의 신빙성 및 유융성이 언급되었다. 덧붙여서, 이 ERVC방법들이 개량형-설계에 적용되기 위하여 요구되는 점들이 규제측면과 기술측면에서 각각 검토되었다. 이 검토결과의 바탕위에서 용융물 냉각가능성/급냉가능성의 쟁점과 관련하여 전력연구원(KEPRI) 신형원전개발센타(CARD)에서 개발중인 한국차세대원전(KNGR)-설계에서 선택될 수 있는 대안적 전략들이 제안되었다: (1) 전략1A: 젖은공동방법의 신빙성에 기반을 두는 것; (2) 전략1B: 젖은공동방법/격납건물건전성에 기반을 두는 것; (3) 전략2A : ERVC방법의 신빙성에 기만을 두는 것, (4)전략2B: ERVC방법/격납 건물건전성의 균형된 접근법에 기반을 두는 것. 마지막으로, 신형-설계적용의 관점에서 각각 규제측면과 기술측면에서 본 현황파악 및 대책마련의 권고사항이 제시되었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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