• 에너지공학
• /
• 제7권2호
• /
• pp.202-208
• /
• 1998

원자력 발전소의 증기방출계통에는 상당수의 산업공정에서 보여지는 바와 같이 배관을 통해 응축성 기체를 침수 분사시켜 응축시키는 과정이 포함된다. 본 연구에서는 증기방출계통 파이프와 지지문의 설계에 사용되는 동적 하중을 계산하기 위하여 증기방출 과도현상에 대한 해석을 특성기법을 사용하여 수행하였다. 해석모델은 마찰이 존재하는 균일한 배관을 통해 증기가 수조로 방출되는 경우에 대하여, 증기유량 및 배관 내에 원래 존재하고 있는 공기와 물의 방출유량 등을 고려하였고 압력 및 열원, 밸브, 분지관 등을 포함하였다. 배관의 유동 특성과 동적 하중을 계통 압력, 배관 길이 및 침수 깊이의 변화에 따라 계산하였다. 계산 결과 공기와 물의 경계에서의 배관의 동적 하중, 배관 내의 물 제거 시간 및 물 이동 속도 등은 계통 압력뿐만 아니라 배관 길이 및 침수 깊이의 영향을 받는 것으로 확인되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.525-530
• /
• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.711-716
• /
• 1996

발전소 정상운전 및 정지기간 중 2차측 급수를 통하여 증기발생기 안으로 불순물이 유입되며, 운전중에 과열도가 높은 중기발생기 세관과 튜브쉬트등의 틈새에는 불순물의 농축도가 심해지며 이로인해 전열관이 부식손상을 입는다. 잠복불순물은 출력감발 및 정지기간 중에 증기발생기 급수의 냉각에 따라 불순물의 용해도차로 인해 재방출된다. 본 연구에선 89년부터 94년사이에 행하여진 원전 현장의 잠복불순물 방출시험자료를 이용하여 데이터베이스를 작성하였으며, 이중의 일부를 입력자료로 사용하여 Framona 전산코드작업을 수행한 결과 틈새의 pH 변화를 년도별로 비교할 수 있었다. 비교결과 년도가 지날 수록 증기발생기의 틈새에서의 pH는 낮아짐을 볼 수 있었으며 현장의 년도별 증기발생기 세관 관막 음수 증가 경향과 잘 일치하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.369-373
• /
• 1998

증기발생기에서 부식에 의한 전열관 손상은 전열관과 관판사이의 틈새에서 대부분 발생되고 이 틈새에서의 수질환경에 좌우된다. 틈새에서는 과열도가 높아 미량의 불순물이 농축되면서 틈새수화학 (crevice chemistry)은 증기발생기 내부수 수화학과는 달라진다. 전열관 손상을 억제하기 위해서는 틈새수질을 적절히 제어하여야 하는데 이는 틈새수화학을 정확히 분석평가할 수 있는 기술을 기반으로 하여야 한다. .기존의 틈새수질을 계산하는 방법으로는 증기발생기 내부수에 비해 틈새에서 화학종들이 얼마나 농축되는지를 가정하는 농축도 (concentration factor) 방법이 있으나 가정에 의한 불확실성으로 인해 틈새수질을 정확히 해석할 수 없었다. 그러나 원전 증기발생기의 잠복불순물 방출시험 자료로부터 틈새수질을 보다 정확히 평가할 수 있는 새로운 개념의 몰비지수(molar ratio index) 방법이 최근 EPRI에서 제시되었고 EPRI 산하의 많은 발전소에서 적용중이다. 본 연구에서는 PWR 원전 증기발생기의 틈새수화학을 평가할 수 있는 기술을 개발하기 위해 잠복불순물 방출시험 자료로부터 틈새에서의 몰비지수를 계산할 수 있는 CRAP (CRevice-chemistry Analysis Program) 전산프로그램을 작성하였다 CRAP를 국내원전에 적용하여 증기발생기 및 그 틈새에서의 수화학을 평가하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
• /
• 제55권2호
• /
• pp.170-179
• /
• 2017

본 논문은 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통의 급수배출부와 수소방출부의 설계요건 도출을 목적으로 한다. 증기발생기 전열관 누설에 의한 소듐-물 반응 발생 시, 증기발생기 내의 급수 증기를 신속하게 배출하는 조건을 도출하기 위해 급수덤프탱크 가스방출배관의 단면적과 증기발생기 급수배출배관의 수직길이를 변화시켜 연구를 수행하였다. 정상운전과 재장전운전에 대해 각각 계산을 수행하여 급수덤프탱크 가스방출배관의 단면적과 증기발생기 급수배출배관의 수직길이를 결정하였다. 정상운전 조건에서 소듐-물 반응 발생 시, 생성물인 수소에 의해 형성되는 과압이 소듐덤프탱크의 설계압력을 만족시킬 수 있도록 하는 가스방출배관의 직경을 도출하였고, 이 때 대기로 방출되는 수소의 유량과 농도를 계산하였다. 본 논문의 계산결과는 향후 소듐냉각고속로 원형로의 소듐-물 반응 압력완화계통의 설계요건으로 활용될 예정이다.

• 원자력산업
• /
• 제20권6호통권208호
• /
• pp.31-44
• /
• 2000

본 연구에서 액체금속로의 노심용융(core meltdown)으로 인한 초 즉발 임계(super-prompt critical)의 출력 폭주 사고시, 노심의 반응도 및 열수력 특성 변화와 에너지 방출량등을 계산하기 위하여, Bethe-Tait 방버론을 수정, 보완한 분석 모델이 개발되었다. 주요 보완 내용으로서는, 금속 연료 노심의 단상 액체 영역에서의 선형의(Linear) threshold 형태의 상태 방정식뿐만 아니라 포화 증기(saturated fuel vapor) 영역에서의 상태 방정식이 개발되었고, 이에 따른 노심 붕괴 반응도(disassembly reactivity)의 분석 모델이 개발되었다. 또한 도플러 반응도 효과를 고려하기 위한 분석모델도 아울러 개발되었다. 상기 보완 모델을 실행할 수 있는 수치 해석 프로그램이 개발되었고, 이를 활용하여 KALIMER에서 HCDA가 발생하였을 경우 노심에서의 에너지 방출량 계산이 수행되었다. 분석결과 도플러 효과와 포화 증기 영역에서의 압력 증가 및 노심팽창의 중요성이 확인되었다. 도플러 효과가 고려되지 않을 경우 HCDA는 분석된 모든 반응도 삽입률에 대하여 폭발적인 에너지 방출과 함께 사고가 종결되는 것으로 평가되었다. 그러나 도플러 상수가 최적 평가치인 -0.002인 경우 50$/s이하의 반응도 삽입률에서는 노심은 비등점(0.8KJ/g)에 도달치 않았으며, 설계 기준 사고인 100$/s의 경우에도 노심은 포화 증기 영역에 머물고 압력이 급격히 증가하는 단상(single phase)액체 영역의 threshold 값에 미치지 않기 때문에 사고는 핵연료 증기(vapor)의 점진적인 분산과 함께 종결되는 것으로 분석되며, 총 에너지 발생량은 약 1,800MJ로서 기계적 손상 에너지로 전환되는 분율을 고려할 때 KALIMER 원자로 용기의 구조 설계 기준치에 비해 상당한 여유도를 갖는 것으로 평가되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.114-119
• /
• 1996

증기방출계통은 원자력 발전소의 안전을 위한 계통인데 이 계통의 작동 초기에 복잡한 열유체적 현상과 더불어 큰 유체적 진동하중이 구조물에 발생하게 됨으로 이 계통의 설계 개발을 위하여는 이러한 초기현상에 대한 정성적 및 정량적인 이해가 요구된다. 이를 위하여 본 연구에서는 이러한 초기 현상을 해석할 수 있는 방법론을 개발하고 이를 이용하여 이 현상의 특성을 분석하였으며 종합적으로 유체적 진동 하중으로부터 구조물의 기계적 건전성을 확보하기 위한 이 계통의 설계 방향을 제시하였다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
• /
• 한국소음진동공학회 2007년도 춘계학술대회논문집
• /
• pp.663-665
• /
• 2007

생산시설에서의 소음원은 여러 가지가 있으나 증기 방출시 발생되는 소음은 대기 중에 직접 노출되기 때문에 증기 방출시 소음저감을 위한 사이렌서의 설치가 필요하다. 스팀 사이렌서는 습기와 고온에 항상 노출되기 때문에 일반적인 흡음 및 차음재료의 사용에 제한이 있다. 본 연구에서는 스틸 울과 스틸 타공판으로 구성된 사이렌서와 사이렌서를 둘러싸는 외부 용기로 구성된 스팀 사이렌서를 대상으로 소음저감성능을 평가하였다. 스팀 방출시 소음 저감 성능을 평가하여야 하지만 사이렌서 내부에서 스팀이 방출되는 조건에서의 실험에 어려움이 있어 스팀사이렌서의 내부에 라우드 스피커와 마이크로폰을 설치하여 스팀사이렌서 내부에서 발생되는 음압레벨을 측정하였다. 또한 소음이 표면에서 1m 이격된 지점에서의 소음레벨을 측정하여 소음저감성능을 평가하였다. 소음 저감성능 평가 결과 500 Hz 이상 주파수 범위에서 약 40 dB이상의 소음저감성능을 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.571-576
• /
• 1998

고온의 증기가 과냉각 상태의 물과 직접접촉에 의해 발생하는 응축현상(DCC Direct Contact Condensation)을 실험적으로 고찰하였다. 본 연구는 두단계로 나누어 수행하였다. 1단계 연구에서는 간단한 원형관 형태의 수평 노즐을 통하여 증기제트가 대기압 상태의 과냉각수로 분출될 때 증기제트 및 주위의 거동을 측정·분석하였다. 수조의 온도와 증기유량의 변화에 따른 증기제트의 축방향과 반경방향 온도분포와 수조 벽면에서의 동압을 측정하였으며, 고속 비디오 카메라를 사용하여 각각의 경우에 대하여 증기제트의 분출이미지를 촬영하였다. 벽면에서의 동압은 노즐의 분출구직경과 응축수의 온도에 비례하여 증가하였다. 2단계 연구에서는 몇가지 형태의 증기분사기 축소 모형에 대한 응축성능을 비교하였다. 이때에는 수조의 온도상승으로 인해 수조가 가압되는 정도를 알아보기 위해 수조를 밀봉한 상태로 실험을 수행하였다. 실험시 수조의 압력은 시간의 경과에 따라 계속적으로 증가하였으나, 이는 방출된 증기의 불완전한 응축에 의한 것은 아니고 증기의 분출과 응축으로 인한 응축수의 부피팽창과 수조 온도의 상승으로 인한 증기압의 상승 때문인 것으로 판단된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.801-805
• /
• 1998

1000 MWe 국내 표준형 원전을 대상으로 노심이 손상되는 각종 중대사고 시나리오에 대하여 방사선원항 특성을 평가하기 위하여, 2단계 확률론적 안전성 평가 방법론에 따라 방사선원 방출군을 정의하고 원전 중대사고 발생시 격납건물 손상을 가정하여 각 방출군별로 격납건물 외부로 방출되는 방사능 방출율을 정량화하였다. 도출된 19개의 그룹중에서 방출률이 작거나 발생빈도가 낮은 7개를 제외하고 12가지 대표 사고경위에 대하여 계산을 수행하였으며, 분석결과는 격납건물 내에서 감쇄효과가 작은 증기발생기 세관 파단사고, 격납건물 격리 실패사고 및 조기 격납건물 파손사고 둥이 상대적으로 큰 방사능 방출량을 보여주었다