• Journal of Energy Engineering
• /
• v.8 no.4
• /
• pp.525-532
• /
• 1999

The standardized Korea Next Generation Reactor (KNGR) NSSS has developed in the basis of the ABB-CE System 80+ design concept. In this study, several regulatory requirements for the KNGR shutdown cooling system (SCS) operation are investigated. The purpose of this study is to establish the technical self-reliance for SCS design by supporting fundamental data such as SDCHX effective area and reactor CCW flow rate. Thermal power of KNGR would be increased to about 4,000 $MW_{th}$ in comparison with thermal power 2.825 $MW_{th}$ of UCN 3&4, therefore, SCS design data shall b recalculated by using the KDESCENT Code, which could evaluate cooling capability of SCS. It is found that SCS minimum flow rate is able to remove the primary sensible heat. Reviewing the major components such as heat exchanger, pump, value, and operating procedure, it is concluded as follows.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2002.10a
• /
• pp.113.1-113
• /
• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2002.05a
• /
• pp.78-78
• /
• 2002

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.17 no.4
• /
• pp.290-301
• /
• 1985

600MW(e) CANDU Primary Heat Transport System (PHTS) is composed of the two “figure-of-eight” loops and is designed to operate with the 4% Reactor Outlet Header (ROH) quality at its rated power. This existence of the two compressible regions and the positive flow-qualitly-void feedbacks are the sources of the PHTS flow instability. To ensure the PHTS stability, ROH-ROH interconnect pipes are installed as passive systems. This paper describes the investigation of the PHTS flow instability at its design full power condition. Also studied are the interconnect effect and the inherent system damping effect on the system stability. The time domain stability analyses are accessed by using the ATHER/MOD-I code which is the improved version of the KAERI developed ATHER code. Under the most adverse system modelling, the “figure-of-eight” symmetric loop shows divergent flow oscillations. Under with the interconnect, the PHTS stability is remarkably enhanced so that the system becomes stable. However, even under the conservative pressurizer modelling, the PHTS shows the more convergent flow oscillations. With the interconnect and the pressurizer modelling, its stability is highly credited. Conclusively, the inherent system damping by pressurizer itself can credit the PHTS stability without the interconnect.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2004.10a
• /
• pp.655-656
• /
• 2004

1) 제어봉의 전자 클러치는 직류전원 공급 장치에 의해 12V의 직류 전력을 공급받으며 전압 강하에 대한 내성이 좋다. 제어봉은 10V의 전압이 525msec 이상 지속될 때 전자력 상실로 낙하한다. 완전정전(0V)이 발생하여도 직류전원 공급 장치는 500msec 동안 전자클러치에 직류전력을 공급하여 제어봉의 연결 상태를 유지하도록 한다. 2) 정지봉 계통에 대한 전압강하의 영향은 제어회로를 구성하는 전자접촉기의 개방에 의하여 펌프의 전원공급이 차단되고, 그 결과 정지봉이 낙하한다. 정지봉은 펌프의 전원이 상실되면 수압 실린더의 압력 상실로 약 1000msec 후에 낙하한기 시작한다. 그림 2는 제어봉 및 정지봉에 대한 정전 영향을 시간에 따라 표시한 것이다. 3) 1차 및 2차 냉각계통의 부족전압 계전기에 의해 펌프가 정지할 때까지 저유량 신호 및 N/T mismatch 신호에 의한 원자로 정지신호는 발생되지 않는다. 따라서 정지봉 및 제어봉 계통에 적용하고자 하는 순간정전 보상장치는 부족전압 계전기 동작시간 이내의 보상시간에서만 가능할 것이다.

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.4 no.1
• /
• pp.103-114
• /
• 1995

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP(Dynamic Simulator for Nuclear Power-plants)언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차 냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해 본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 최종정상상태를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. 최종 정상상태 회귀 이전의 동적 거동을 원자로 설계자료인 예비 안전성 평가 보고서(PSAR)와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전 자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다.

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.28 no.4
• /
• pp.103-110
• /
• 2019

The domestic innovative power reactor named iPOWER will employ the passive molten corium cooling system(PMCCS) to cool down and stabilize the core melt in the severe accident. The final design concept of the PMCCS is yet to be determined, but the in-vessel retention through external reactor vessel cooling has been also considered as a viable strategy to cope with the severe accident. In this study, the two-phase natural circulation flow established between the reactor vessel and the insulation was simulated using a thermal-hydraulic system code, MARS-KS. The flow path of cooling water was modeled with one-dimensional nodes, and the boundary condition of the heat load from the molten core was defined to estimate the naturally-driven flow rate. The evolution of major thermal-hydraulic parameters were also evaluated, including the temperature and the level of cooling water, the void fraction around the lower head of the reactor vessel, and the heat transfer mode on its external surface.

• Proceedings of the KSME Conference
• /
• 2007.05b
• /
• pp.2714-2719
• /
• 2007

HANARO, an open-tank-in-pool type research reactor of 30 MWth power in Korea, has been operating normally since its initial criticality in February, 1995. For the last about ten years, A cooling tower of a secondary cooling system has been operated normally in HANARO. Last year, the cooling tower has been overhauled for preservative maintenance including fills, eliminators, wood support, water distribution system, motors, driving shafts, gear reducers, basements, blades and etc. This paper describes the results of the overhaul. As results, it is confirmed that the cooling tower maintains a good operability through a filed test. And a cooling capability will be tested when a wet bulb temperature is maintained about 28 $^{\circ}C$ in summer and the reactor is operated with the full power.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.267-272
• /
• 1998

TMI-2 사고는 2차 냉각계통의 이상을 발단으로 해서 노심이 용융되는 중대사고로 진행하였는데, 노심의 손상이 실제 예상한 것보다 심하게 나타났다. 따라서 이 사고를 계기로 하여 원자로 안전성에 대해 큰 문제점이 제기되어 안전성의 재평가의 필요성이 크게 대두되었다. 이와 같은 필요성에 따라 TMI-2 원자로에서 채취한 노심재 시료에 대한 광범위한 핫셀시험이 수행되었는데, 이 연구에서는 노심 상부에서 채취한 데브리스 시료에 대한 핫셀시험을 수행하여 그 결과를 검토 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05a
• /
• pp.532-537
• /
• 1996

영광 1호기의 일차계통인 원자로 냉각재 평균온도( $T_{avg}$)를 적정값으로 미세조정하여 운전할 때, 2차계통 주요 운전변수인 주증기압력이 상승하고 터빈출력이 상승함을 발견하여 이에 대한 터빈사이클 열성능 변화를 발전소 전체 열평형 계산에 의해 정량적으로 파악하고, 그 원인을 열역학 2법칙에서의 엔트로피개념을 이용한 유용에너지의 최대값인 엑서지이론을 적용하여 분석하고자하였다. 분석 결과 열평형 계산에서는 전체 열량의 대부분인 63.2%가 복수기에서 손실되는 것으로 나타나는 반면, 열역학 제2법칙의 엑서지를 이용한 분석에서는 비가역손실이 주로 터빈(전체 엑서지의 12.7%)에서 일어나고 그 다음이 복수기(5.7%), 급수가열기(2.1%) 그리고 1,2단 재열기 (1.0%)의 순으로 전체 사이클에서 일어나며, 주증기 압력이 상승할 때 터빈 출력이 상승하는 주원인은 주증기의 유용성(엑서지)이 크게 증가하는 것에 비해 터빈사이클에서의 비가역손실은 적게 증가하기 때문으로 나타났다.다.