• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.423-428
• /
• 1996

피동형원자로 AP600을 참조발전소로하여 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 계통개념에 대한 안전계통 성능 평가 및 코드의 적용성 평가를 목적으로 RELAP5/MOD3코드를 사용하여 대형냉각재상실사고를 모의 해석하였다. 피동형 안전계통으로 축압기, CMT IRWST를 모델하였으며 가압기에 연결된 1단계부터 3단계까지의 자동감압밸브계통을 모델링 하고 4단계 자동감압밸브계통은 각 루프의 고온관에 연결되어 있는 것으로 모델링 하였다. 피동형 안전계통의 모델이 향상된 RELAP5/MOD3.2와 그 이전의 코드인 RELAP5/MOD3.1의 냉각재상실사고 모의계산결과 원자로내의 압력변화, 노심냉각수 주입유량 및 핵연료 피복재 온도 거동이 거의 유사하게 나타났으며 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 안전계통은 냉각재 상실사고시 충분한 노심냉각능력을 가지는 것으로 분석되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.534-541
• /
• 1997

1000MWe급 피동형원자로기 안전계통 성능 및 RELAP5 코드의 적용성 평가를 목적으로 AP600을 참조노형으로 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로에 대한 냉각재 상실사고를 모의 해석하였다. 대형냉각재상실사고시 발생되는 현상들은 기존 원자로와 큰 차이가 없고, 이들 현상을 모의하기 위한 모델링 요건들이 피동형계통 분석에 동일하게 요구되었으며, 계산된 PCT가 규제기관의 허용치에 충분한 여유도를 갖고 있어 대형냉각재상실사고시 충분한 노심냉각 능력을 갖는 것으로 평가되었다. 또한 안전주입 배관이 파단되는 소형냉각재 상실사고를 해석한 결과 KP1000의 피동안전계통은 ADS의 작동에 의하여 노심을 노출시키지 않고 적절한 사고완화 기능을 수행할 수 있는 것으로 분석되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.374-378
• /
• 1996

피동 원자로용기 냉각계통은 원자로 용기를 둘러싸고 있는 격납공기 외부가 공기에 자연순환에 의해 냉각하는 방식으로 공기 흐름 구동력은 원자로용기의 외부 유로의 공기와 주변 대기와의 밀도 차이에 의하여 피동적으로 형성됨에 따라 높은 작동 신뢰성이 보장된 개념으로서 본 연구에서는 공기입구 위치에 따른 영향 및 격납용기와 유로 벽면간의 복사 효과 까지를 고려 할 수 있도록 해석 모형을 개선 시키고 개선된 모형을 이용하여 계통을 구성하는 설계인자들이 계통의 성능 및 크기에 미치는 영향등을 분석하였다. 이러한 분석을 통하여 공기의 입구 위치가 계통의 열제거용량에 미치는 영향, 상향공기 유로에서의 복사 열전달 고려 유무가 해석 결과에 미치는 영향 그리고 설계인자와 계통 성능간의 상관성을 밝혔다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제27권3호
• /
• pp.439-446
• /
• 1995

원자력 발전소 안전성 향상을 위한 노력으로 현재 안전계통의 단순화및 피동화에 대한 연구가 활발히 지속적으로 수행되고 있다. 개량형 중수로에서는 특수 안전계통의 하나인 비상노심냉각계통의 피동화 및 단순화 방안을 다각적으로 검토한 결과, 비상노심냉각계통의 압력이 열수송계통(Heat Transport System) 압력보다 일정 크기 이상일 때만 파열되는 일방향파열판(One-way Rupture Disc)을 개발하여, 계통에 도입함으로써 전기적인 신호와 힘에 의해 작동되는 밸브 갯수를 크게 줄일 수 있게 되었고 이로 인해 계통의 피동성이 향상되었으며, 계통구성 측면이나 운전 측면에서도 단순화를 이루었다. 또한 물보다 비중이 작고 가스주입 차단 기능이 뛰어난 볼(Floating Ball)을 고압용 비상노심냉각 물탱크 내부에 설치하여 종래의 차단밸브 기능을 수행하게 함으로써 전동식 차단밸브를 제거할 수 있게 되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.422-429
• /
• 1997

피동형 격납용기 냉각계통 해석을 위하여 격납용기 압력, 온도 과도현상 분석 코드인 CONTEMPT4/MOD5 전산코드에 피동형 격납용기 열전달 모델을 추가하였다. 외부공기의 순환에 의한 철제 격납용기와 차폐건물 사이의 환형 공간의 냉각모델은 자연대류 및 혼합 대류의 기존 실험적 상관식을 사용하였고 상부에서 분사된 물의 증발에 의한 열전달 현상은 analogy 개념을 적용한 질량전달 모델을 도입하였다. 개선된 전산코드로 1000Mwe급 원전의 피동형 격납용기에 대하여 각 실험적 상관식의 차이, 물막의 형성비율, 습식냉각 지연시간 등의 민감도 분석을 수행하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제26권2호
• /
• pp.161-167
• /
• 1994

본 논문은 비상노심냉각계통을 필요로 하지 않는 압력관형 피동 수냉각로 개념을 제시한다. 여기서는 사고시 핵연료에서 생성되는 열을 감속재로 효과적으로 전달시키기 위해 금속 핵연료 매트릭스를 사용하는 핵연료 채널을 채택한다. 정상 운전시에는 보통의 냉각재가 핵연료를 냉각시키지만, 냉각재상실사고를 포함하여 정상적인 냉각계통의 작동이 이루어지지 않을 경우에는 피동 감속재냉각계통에 의해 핵연료가 냉각된다. 유한요소 코드를 이용한 해석 결과, 정상 상태 및 사고시 핵연료 온도를 허용 한도 이내로 유지할 수 있는 것으로 나타났다.

• 대한기계학회논문집B
• /
• 제37권12호
• /
• pp.1069-1078
• /
• 2013

최근 원자로 시스템에서 응축열교환기를 이용한 피동안전냉각 개념이 활발히 연구되고 있다. 이차피동냉각시스템의 수직형 응축열교환기 설계를 위하여, 열적 크기 산정 프로그램(TSCON)을 구현하고 검증하였다. TSCON 검증을 위해 이차피동냉각시스템 응축열교환기 실험에서 수집된 1,157 개의 순수증기 응축열전달 실험데이터를 현존하는 응축열전달 상관식들을 이용하여 비교 검증하였다. 그 결과 2009년 Shah 에 의해 출판된 응축열전달 상관식이 수집된 실험데이터를 34.8% 오차로 예측하는 것으로 계산되었으며, TSCON 의 응축열전달 상관식으로서 적합한 것으로 나타났다.

• 에너지공학
• /
• 제28권4호
• /
• pp.103-110
• /
• 2019

국내에서 개발 중인 차세대 혁신형 안전경수로인 iPOWER는 피동용융노심냉각계통의 도입을 통해 중대사고시 노심용융물을 원자로 하부에서 장기간 냉각하고 안정화시키고자 한다. 아직 피동용융노심냉각계통의 최종 설계개념이 확정되기 전이나, 원자로용기 외벽냉각을 통한 노심용융물의 노내 억류 역시 주요 중대사고 대처 전략의 하나로 검토되고 있다. 본 연구에서는 국내에서 개발된 열수력 계통해석코드인 MARS-KS를 이용하여 원자로용기와 단열체 사이에서 형성되는 2상 자연순환 유동을 모의하였다. 냉각수의 유로를 일차원으로 모델링하고, 노심용융물의 열부하에 따른 경계조건을 정의하여 자연순환 유량을 계산하였다. 또한 냉각수의 온도 및 수위, 원자로용기 하반구 주변 기포율 및 외벽에서의 열전달모드 등 주요 열수력 변수의 과도거동을 평가하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.657-662
• /
• 1997

계통분석 코드인 RELAP5/MOD3와 격납용기 분석 코드인 CONTEMPT4/MOD5에 피동형 격납용기 열전달 모델을 추가하여 개선한 CONTEMP4/MOD5/PCCS 코드를 이용하여 피동형원자로의 원자로 계통과 격납용기의 열수력 연계해석을 위한 통합코드를 구성하였다. 두 코드는 process 제어의 개념을 이용하여 각 코드의 특성을 유지시키면서 explicit coupling되게 하였으며 통합코드를 1000MWe급 피동형 원전의 냉각재 상실사고분석에 적용시켜 검증하였다 통합코드는 원자로 계통과 격납용기의 계산을 동시에 수행함으로써 얻을 수 있는 격납용기-계통 간의 열수력 현상을 파악 할 수 있게 하여줌으로써 피동형 원전의 열수력 분석도구로서 사용할 수 있는 것으로 분석되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제26권4호
• /
• pp.562-569
• /
• 1994

이 연구에서는 피동형원자로의 과도현상을 분석하기 위한 KOTRAC 코드의 모델을 수정한 것이다. 이 코드에서 열수력학 모델로 도입하고 있는 mixture drift flux model은 피동형원자로와 같이 비상냉각수가 중력으로 주입되는 경우를 잘 모사할 수 있으나, 만일 가압기 밀림관 또는 수평관에서 상의 완전분리가 일어나게 될 때에는 증기상에서의 거의 영에 가까운 밀도로 인해 상당한 어려움이 존재하는 것이 밝혀졌다. 이 연구에서는 이러한 어려움을 극복하기 위해 일부 모델을 개선하였는데 가장 두드러진 것은 KOTRAC에서 사용하고 있는 flow distribution parameter를 Ishii 상관식으로 대체하여 코드를 수정하고 해석하였다. 이렇게 수정된 코드를 사용한 결과는 과도상태 해석코드인 RELAP5 /MOD3 계산결과와 비교적 잘 일치함을 볼 수 있었다.