• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.11a
• /
• pp.276-282
• /
• 1996

일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기안에 모두 포함하고 있고, 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리형원자로에 비해 구조특성상 대용량 원자로 냉각재 상실사고(LBLOCA)의 발생 가능성을 원천적으로 제거할 수 있다. 반면 원자로 냉각재의 보충 등을 위한 소형 배관의 파단 가능성은 역시 존재하므로 소용량 원자로 냉각재 상실 사고(SBLOCA)는 여전히 존재한다. 따라서 현재 한국원자력연구소에서 연구 개발중인 중소규모 전력생산 및 열 활용 목적의 일체형 원자로에는, 원자로 압력용기 외부에 별도의 압력용기(안전용기)를 설치하여 SBLOCA시 원자로 압력용기로부터 방출되는 냉각수를 안전 용기내에 보관하도록 함으로써 사고시 외부로의 방사성 물질 유출 가능성을 획기적으로 줄 일수 있는 설계 개념을 도입하고 있다. 본 논문에서는 안전용기의 설계시 효율적인 냉각방식에 대한 열유체 해석적 접근을 시도하였고, 예비개념설계된 일체형 열병합원자로의 설계상의 특징들 및 안전용기 설계시 앞으로의 연구방향 등도 간략히 소개하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.10a
• /
• pp.371-376
• /
• 1995

CANDU-6형 원자로의 정지냉각계통(Shutdown Cooling System, SDCS)은 영출력 고온상태의 원자로를 상온상태로 냉각시킬 수 있도록 설계되었다. 본 해석은 증기발생기와 복수기증기방출밸브(CSDV) 및 정지냉각펌프를 이용한 정상냉각과 열수송펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각 및 정지냉각펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각의 두 가지 비정상냉각에 대해서 중수로 계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT 코드를 사용하여 해석하였다. 해석결과에 따라 주요기기들의 냉각천이에 따른 운전부하(service loadings)조건이 주어졌으며 또한 정지냉각계통은 열수송계통과 관련 보조계통을 정지냉각계통 열교환기 2차측에서 비등이 발생하지 않고 정상냉각 허용한계인 2.8$^{\circ}C$/min를 만족하면서 냉각할 수 있음을 확인하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
• /
• 2002.11d
• /
• pp.43-45
• /
• 2002

가스차단기의 성능은 노즐재질, 접점분리 속도 차단기의 치수 그리고 마크시간 등에 좌우되며 이러한 일련의 현상을 고찰하기 위한 유동현상을 모의하기 위해서는 기본적으로 두 접점의 상대운동 및 접점 사이에서 발생하는 아크 플라즈마(arc plasma)에 의한 전도, 대류, 복사현상 뿐만 아니라 아크전류에 의한 로랜츠힘(Lorentz's force), 용삭(ablation)에 의한 화학작용 등과 같은 매우 복잡한 물리적 현상을 고려해야 한다. 본 연구에서는 차단과정 중 대전류 영역에서의 아크특성과 마크에서 방출되는 강한 복사에너지에 의해 발생하는 PTFE 증기에 의한 영향을 고려하기 위해서 상용 CFD 프로그램인 PHOENICS에 아크 모델링과 고온에서의 $SF_6$-PTFE 혼합가스의 물성치 대입을 위한 보조 프로그램을 작성하여 해석을 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.783-788
• /
• 1998

국내 프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 캐비티의 격납건물 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심용융물 고압분출 실험을 수행하였다. 본 연구에서는 환형통로 면적과 파손 직경에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 저온 용융 합금물인 Wood's Metal, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였으며, 실험 결과는 물을 용융물 상사물로 사용한 전년 실험 결과(1)와 비교.분석하였다. 실험결과, 밀도가 물보다 큰 저온 용융 합금물을 사용한 경우는 물을 사용한 실험결과보다 밀도와 용융물의 벽면 고화고착 때문에 격납건물로 방출되는 용융물 양이 적게 나타났다. 물을 상사물로 사용한 경우와 같이 노심 용융물 고압분출에는 원자로 용기 파손직경이 많은 영향을 미치고 환형통로 면적은 큰 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 노심용융물 고압분출 실험에 중요한 영향을 미치는 실험 상사물의 밀도와 용융물의 벽면 고화부착에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 연구가 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05b
• /
• pp.160-165
• /
• 1996

중수로형 원전에서 일차측 냉각수를 순환시키는 주연수송펌프가 정상운전중 갑자기 정지하는 사고를 강제순환 상실사고라 한다. 강제순환 상실사고는 주열수송계통을 과도압력상태로 만들며, 일반적으로 펌프에 공급되는 IV등급전원 상실사고와 기계적 손상에 의한 주열수송펌프 고착사고로 분류할 수 있다. 본 논문에서는 강제순환 상실사고에 대하여 중수로계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT를 이용하여 주열수송계통의 과도압력상태를 해석하였다. 카나다 원자력 규제위원회(AECB)의 과압 방지조건인 R-77 요구조건에 적절한 유효트립변수를 결정하기 위한 해석이 수행되었으며, 증기발생기 오염상태와 액체방출밸브 작동여부가 고도압력상태에 미치는 영향을 고찰하여 보수적 조건을 제시하였다. 또한 위와같이 결정된 보수적 조건을 근거로 ASME 코드에 명시된 과압 한계치에 대한 만족여부와 과도압력상태에 따른 주열수송계통의 열수력학적 거동을 고찰하여 보았다. 해석결과, 강제순환상실사고시 주열수송계통은 R-77 요구조건에 적합한 원자로트립변수에 따라 안정화되었으며, 계통의 최대압력은 ASME 코드가 규정한 한계치내에 있음을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.14 no.4
• /
• pp.186-195
• /
• 1982

The steam line break accident for Kori Unit 1 is analyzed by a code SYSRAN which calculates nuclear power and heat flux using the point kinetics equation and the lumped-parameter model and calculates system transient using the mass and energy balance equation with the assumption of uniform reactor coolant system pressure. The 1.4 f $t^2$ steam line break accident is analyzed at EOL (End of Life), hot shutdown condition in which case the accident would be most severe. The steam discharge rate is assumed to follow the Moody critical flow model. The results reveal the peak heat flux of 38% of nominal full power value at 60 second after the accident initiates, which is higher than the FSAR result of 26%. Trends for the transient are in good agreement with FSAR results. A sensitivity study shows that this accident is most sensitive to the moderator density coefficient and the lower plenum mixing factor. The DNBR calculation under the assumption of $F_{{\Delta}H}$=3.66, which is used in the FSAR with all the control and the shutdown assemblies inserted except one B bank assembly and of Fz=1.55 shows that minimum DNBR reaches 1.62 at 60 second, indicating that the fuel failure is not anticipated to occur. The point kinetics equation, the lumped-parameter model and the system transient model which uses the mass and energy balance equation are verified to be effective to follow the system transient phenomena of the nuclear power plants.lear power plants.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.25 no.1
• /
• pp.37-50
• /
• 1993

To evaluate the sequence of event and the Thermohydraulic behavior during total loss of feedwater accident and recovery procedure, a RELAP5/MOD3 calculation is performed and compared with the LOFT L9-l/L3-3 experiment. Also, the predictability of the code for the major Thermohydraulic phenomena following the accident is assessed. As a result, it is found that a pressure control using the spray until the time the water level reaches the top of the pressurizer, an overpressure protection by pressurizer PORV, a recovery of the secondary heat removal capability by refilling steam generator, and an effective cooldown by the continued natural circulation can be performed without core uncovery. It is also found that the plant-specific evaluation is necessary to confirm the effectiveness of the current symptom-oriented emergency operating procedure, especially in an overpressure protection performance and steam generator recovery performance.

• KOREAN JOURNAL OF PACKAGING SCIENCE & TECHNOLOGY
• /
• v.28 no.3
• /
• pp.157-163
• /
• 2022

The demands for Home Meal Replacement (HMR) products are continuously increasing owing to the convenience of instant food and online food delivery. Ready-to-heat (RTH) products have received massive attention in the HMR industry because these products can be easily warmed using a microwave oven. However, the conventional microwave packaging should be opened before microwave heating to prevent bursting or food loss owing to the steam-pressure build-up inside the package. Open packaging might lead to non-uniform food heating and cross-contamination. Therefore, packaging materials that are able to release steam without opening are of interest to the HMR industry. In this study, polylactic acid(PLA)/polyethylene glycol(PEG)/nanoclay composite films were manufactured using an extrusion method as packaging materials with a smart steam-releasing function. The introduction of PEG to the PLA imparted a steam self-releasing feature to the composite films owing to the morphology change of composite films during microwave heating. Further, PEG increased the ductility of PLA, which in turn prevented bursting caused due to the steam-pressure build-up. The uniform dispersion of nanoclay obtained by a twin-screw extrusion led to stronger mechanical properties. Therefore, the smart composite films developed here can be applied as microwave packaging materials with a self-releasing function.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• v.29 no.4
• /
• pp.213-219
• /
• 2004

Soybean plants were exposed to HTO vapor in an exposure box for 1 hour at different growth stages. Relative concentrations of TFWT at the end of exposure (percent ratios of TFWT concentrations to mean HTO concentrations in air moisture in the box during exposure) decreased on the whole in the order of leaf > shell > seed > stem with the highest values of 40.2% and 6.4% for leaf and stem, respectively. TFWT concentrations reduced by factors of several thousands to several hundred-thousands from the end of exposure till the harvest. The reduction factor decreased in the order of leaf > shell > seed > stem. Relative OBT concentrations at harvest (ratios of the OBT concentration in the dry plant part at harvest to the initial leaf TFWT concentration, ml $g^{-1}$) were in the range of $2.2{\times}10^{-5}{\sim}9.5{\times}10^{-3}$ for seeds being the highest when the exposure was performed at the actively seed-developing stage. The exposure time-dependent variation in the OBT concentration was much greater in seeds and shells than in leaves and stems. It was indicated that OBT would contribute to almost all the radiation dose due to the consumption of soybean seeds in most cases after an acute exposure of growing plants to HTO vapor. Present results are applicable to establishing and validating soybean $^3H$ models for an acute accidental release of HTO.

• Proceedings of the KSME Conference
• /
• 2002.08a
• /
• pp.835-838
• /
• 2002

An experiment has been performed using a facility, which simulates the safety depressurization system (SDS) and in-containment refueling water storage tank (IRWST) of APR1400, an advanced PWR being developed in Korea, to investigate the dynamic load resulting from the blowdown of steam from a steam generator through a sparser. The influence of the key parameters, such as air mass, steam pressure, submergence, valve opening time, and pool temperature, on frequency and peak toads was investigated. The blowdown phenomenon was analyzed to find out the real cause of the initiation of bubble oscillation and discrepancy in frequencies between the experiment and calculation by conventional equation for bubble oscillation. The cause of significant damping was discussed and is presumed to be the highly tortuous flow path around bubble. The Rayleigh-Plesset equation, which is modified by introducing method of image, reasonably reproduces the bubble oscillation in a confined tank. Right after the completion of air discharge the steam discharge immediately follows and it condenses abruptly to provide low-pressure pocket. It may contribute to the negative maximum being greater than positive maximum. The subsequently discharging steam does not play as at the driving force anymore.