• 에너지공학
• /
• 제14권1호
• /
• pp.54-61
• /
• 2005

한국형 신형원자로1400(APR1400)은 3983MWt급의 2×4 루프 개량형 가압경수로(PWR)로서 대형 냉각재상실사고 발생시 안전주입수의 원자로용기 직접주입(DVI) 방식을 채택하고 있으며, 안전주입수탱크(SIT) 내부에 유량조절기(Fluidic Device, FD)를 장착하고 있다. 본 연구에서는 신형원자로 1400의 안전주입계통에 새로이 적용된 주요 특징 중 하나인 유량조절기에 대하여 최적안전해석코드인 TRAC-M/F90, 3.782버전을 이용한 성능평가 및 민감도 분석을 수행하였다. 연구결과 유량조절기가 안전주입수의 원자로 유입을 적절하게 조절하고 있음을 확인하였으며, 안전주입수탱크 내부의 압축질소체적 감소가 안전 주입수체적 감소에 비하여 노심의 급냉 완료 시점을 빠르게 하였다. 또한 안전주입계통의 전체 저항계수(K factor)가 최소 또는 최대일 때 노심의 급냉 완료 시점은 평균값인 경우보다 다소 늦어졌으나, 피복재 최고온도(PCT)는 상대적으로 큰 차이가 발생하지 않았다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제43권1호
• /
• pp.19-24
• /
• 2011

These experimental studies are carried out to build a database for analyzing fuel performance in nuclear power plants. In particular, this study focuses on the mechanical and irradiation properties of three kinds of zirconium alloy (Alloy A, Alloy B and Alloy C) irradiated in the HANARO (High-flux Advanced Neutron Application Reactor), one of the leading multipurpose research reactors in the world. Yield strength and ultimate tensile strength were measured to determine the mechanical properties before and after irradiation, while irradiation growth was measured for the irradiation properties. The samples for irradiation testing are classified by texture. For the irradiation condition, all samples were wrapped into the capsule (07M-13N) and irradiated in the HANARO for about 100 days (E > 1.0 MeV, $1.1{\times}10^{21}\;n/cm^2$). These tests and results indicate that the mechanical properties of zirconium alloys are similar whether unirradiated or irradiated. Alloy B has shown the highest yield strength and tensile strength properties compared to other alloys in irradiated condition. Even though each of the zirconium alloys has a different alloying content, this content does not seem to affect the mechanical properties under an unirradiated condition and low fluence. And all the alloys have shown the tendency to increase in yield strength and ultimate tensile strength. Transverse specimens of each of the zirconium alloys have a slightly lower irradiation growth tendency than longitudinal specimens. However, for clear analysis of texture effects, further testing under higher irradiation conditions is needed.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제43권3호
• /
• pp.257-270
• /
• 2011

A set of reflood tests has been performed using ATLAS, which is a thermal-hydraulic integral effect test facility for the pressurized water reactors of APR1400 and OPR1000. Several important phenomena were observed during the ATLAS LBLOCA reflood tests, including core quenching, down-comer boiling, ECC bypass, and steam binding. The present paper discusses those four topics based on the LB-CL-11 test, which is a best-estimate simulation of the LBLOCA reflood phase for APR1400 using ATLAS. Both homogeneous bottom quenching and inhomogeneous top quenching were observed for a uniform radial power profile during the LB-CL-11 test. From the observation of the down-comer boiling phenomena during the LB-CL-11 test, it was found that the measured void fraction in the lower down-comer region was relatively smaller than that estimated from the RELAP5 code, which predicted an unrealistically higher void generation and magnified the downcomer boiling effect for APR1400. The direct ECC bypass was the dominant ECC bypass mechanism throughout the test even though sweep-out occurred during the earlier period. The ECC bypass fractions were between 0.2 and 0.6 during the later test period. The steam binding phenomena was observed, and its effect on the collapsed water levels of the core and down-comer was discussed.

• 대한설비공학회:학술대회논문집
• /
• 대한설비공학회 2007년도 동계학술발표대회 논문집
• /
• pp.305-309
• /
• 2007

FTL(Fuel Test Loop) is a facility that confirms performance of nuclear fuel at a similar irradiation condition with that of nuclear power plant. FTL construction work began on August, 2006 and ended on March, 2007. During Construction, ensuring the worker's safety was the top priority and installation of the FTL without hampering the integrity of the HANARO was the next one. The installation works were done successfully overcoming the difficulties such as on the limited space, on the radiation hazard inside the reactor pool, and finally on the shortening of the shut down period of the HANARO. The Commissioning of the FTL is to check the function and the performance of the equipment and the overall system as well. The FTL shall start operation with high burn up test fuels in early 2008 if the commissioning and licensing progress on schedule.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
• /
• pp.140-142
• /
• 2004

Since the April of 1978, Korea has strongly relied on the nuclear energy for electricity generation. As of today, eighteen nuclear power plants are in operation and ten are to be inaugurated by 2015. The installed nuclear capacity is 15, 716 MW as of the end of 2002, representing 29.3% of the nation's total installed capacity. The nuclear share in electricity remains around 38.9 at the end of 2002, reaching at the level of 119 billion kWh's. New power reactors, KSNP's (Korea Standard Nuclear Power Plant) are fully based on the domestic technologies. More advanced reactors such as KNGR (Korea Next Generation Reactor) will be commercialized soon. Even though the front end nuclear cycle enjoys one of the best positions in the world, there have been some chronical problems in the back end fuel cycle. That's the one of the reason why we need more active R&D programs in Korea and active international and regional cooperation in this area. The everlasting NIMBY problem hinders the implementation of the nation's radioactive waste management program. We expect that the storage capacity for the LILW(Low and Intermediate Level radioactive Waste) will be dried out soon. The situation for the spent fuel storage is also not so favorable too. The storage pools for spent fuel are being filled rapidly so that in 2008, some AR pools cannot accommodate any more new spent nuclear fuels. The Korean Government in strong association with utilities and national academic and R&D institutes have tried its best effort to secure the site for a LILW repository and a AFR site. Finally, one local community, Buan in Jeonbook Province, submitted the petition for the site. At the end of the last July, the Government announced that the Wido, a small island in Buan, is suitable for the national complex site. The special force team headed by Dr IS Chang, president of KAERI teamed with Government officials and many prominent scholars and journalists agreed that by the evidences from the preliminary site investigation, they could not find any reason for rejecting the local community's offer.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제33권1호
• /
• pp.63-72
• /
• 2020

본 연구의 목적은 원자로 1400(APR 1400) 원자력 발전소(NPP)의 원자로 격납건물(RCB) 내진성능에 대해 상이한 수치모델과 지진 주파수 성분의 영향을 평가하는 것이다. 집중 질량 막대 모델(lumped-mass stick model, LMSM)과 3차원 유한요소모델(three-dimensional finite element model, 3D FEM)의 두 가지 수치 모델이 시간이력해석을 수행하기 위해 개발되었다. LMSM은 기존의 집중 질량 보-요소를 사용하여 SAP2000으로 구성하였으며, 3D FEM은 각기둥 입체-요소를 사용하여 ANSYS로 작성되었다. 저주파수 및 고주파수 성분을 고려한 두 그룹의 지진파를 시간이력해석에 적용하였다. 저주파수 지진파의 응답스펙트럼을 NRC 1.60의 설계 스펙트럼과 일치되도록 조정하여 작성하였으며, 고주파수 지진파는 10Hz ~ 100Hz의 고주파수 범위를 갖도록 생성하였다. RCB의 지진응답은 다양한 높이에서 층응답스펙트럼으로 검토하였다. 수치해석 결과, 저주파수 지진에 의한 구조물의 FRS 결과는 두 수치 모델에서 매우 유사한 결과를 보였다. 하지만, 고주파수 지진에 의한 LMSM의 FRS 결과는 고차 고유 주파수 영역에서 3D FEM과 큰 차이를 보였으며, RCB의 낮은 높이에서 명확한 차이를 보였다. 3D FEM이 정확한 구조물의 응답을 나타내는 것으로 가정한다면, RCB의 LMSM은 고주파수 지진에 의한 FRS 결과의 고차 고유 주파수 영역에서 일정 수준의 불일치성을 내포하고 있다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제3권2호
• /
• pp.113-123
• /
• 2005

자기필터시스템을 이용한 원자로 냉각재로부터의 방사성 부식생성물 제거는 원자력 발전소의 운전 및 유지보수 종사자에 대한 방사선 피폭 준위를 낮추는 방법으로 많은 연구가 이루어지는 분야 중 하나이다. 그 결과, 보다 높은 신뢰성과 여과성능을 갖춘 자기필터를 개발하고자 수화학 분야에서는 많은 연구가 이루어지고 있다. 본 연구에서는 부식생성물의 자기적 성질을 이용하여 원자력 발전소 냉각재내의 방사성 부식생성물을 제거하기 위해 영구자석과 전자석 이 조합된 자기필터 시스템을 개발하였다. 영구자석은 부식생성물의 여과를 위해 사용되며 전자석은 아주 미세한 콜로이드 부식생성물 입자의 크기를 증가시키기 위한 응집에 이용된다. 선행 연구에서 영구자석만을 사용한 필터 실험결과 대부분의 부식생성물 입자에 대해 만족할만한 수준의 제거효율을 달성하였으며 특히, 크기가 5$\mu$m 이상인 입자의 경우 제거효율은 90$\%$를 상회하였다. 전자석을 이용한 응집 실험결과 화학응집제의 첨가 없이 대부분의 부식생성물 입자가 전자기장에 의해 응집하여 크기가 5$\mu$m 이상으로 증가되어 응집실험에 대해 전반적으로 만족스러운 결과를 도출하였다. 따라서, 영구자석과 전자석이 조합된 자기필터시스템은 방사성 부식생성물 제거를 위한효과적인 방법으로 높은 제거효율을 보여주리라 여겨진다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제17권4호
• /
• pp.419-427
• /
• 2019

APR 1400 액체방사성폐기물관리계통 효율성 증가와 계통의 성능 개선을 위한 방안으로 핵종 이온 광물화 처리기술을 적용하는 것을 고려하였다. 핵종 이온 광물화 처리기술은 현재까지 발전소에 실제적으로 적용되진 않았지만 원자력발전소의 액체방사성폐기물에 존재하는 다양한 핵종 이온을 최소 95% 이상 선택적으로 제거 가능 하다는 것을 실험적으로 증명한 바 있다. 본 논문은 핵종 이온 광물화 처리기술의 제염율을 반영하여 기존 설계에 적용 가능성을 확인하였으며, 기존 설계를 개선할 수 있는 방안을 마련하였다. 핵종 이온 광물화 처리기술의 제염 특성과 기존의 액체방사성폐기물관리계통 설계 및 운전 경험을 고려하여 최적의 적용 위치를 결정하였다. 원자력발전 운영에 따라 발생하는 액체방사성물질이 수집되는 수집탱크에 핵종 이온 광물화 처리기술을 적용하는 것이 기존 설계의 영향이 가장 적을 것이며, 개선 효과도 가장 큰 것으로 해석되었다. 핵종 이온 광물화 처리기술이 현재의 APR 1400 발전소 또는 신규 원전에 적용될 경우 액체방사성폐기물관리계통의 운전 효율성 증가와 계통의 성능 개선이 기대된다.

• 한국산학기술학회논문지
• /
• 제12권2호
• /
• pp.979-984
• /
• 2011

지속적인 하수처리장 증설에 따른 하수 슬러지 발생량이 증가하고 있으나, 런던협약 발효에 의해 2012년부터 해양투기가 금지되어서 효과적인 슬러지 감량화 및 처분에 대한 기술 수요가 꾸준히 제기되고 있다. 따라서 본 연구에서는 슬러지 처분법의 대안으로 전기분해를 활용한 슬러지 가용화 연구를 수행하였다. 전극은 티타늄 (Titanium)에 이리듐 (Iridium)을 코팅한 불용성 전극을 사용하여 직류전원 공급장치 (DC power supply)를 이용하였다. 전압은 20V로 고정하여 폐슬러지 가용화 실험을 수행하였다. 전기분해에 의해 처리된 슬러지의 여액을 분석한 결과 Soluble COD, TN, TP가 각각 151%, 22%, 6% 가량 증가하였다. 또한, 슬러지의 플록 크기가 전기분해 후에 0.1 ~ 1.0 ${\mu}m$ 영역에 있는 입자들이 다량 증가하였다. 이상의 결과는 전기분해에 의하여 미생물 세포가 파괴되어 세포 내 유기물질이 세포 밖으로 용출됨으로써 미생물이 이용 가능한 상태로 전환되었음을 의미한다. 이는 고도처리 공정에서 슬러지발생 저감과 함께 전기분해에 의해 가용화된 슬러지를 반송시킴으로써 외부 탄소원으로 활용할 수 있는 장점이 있다.

• 대한환경공학회지
• /
• 제30권9호
• /
• pp.961-972
• /
• 2008

2004년 기준, 온실가스(GHG; Greenhouse Gas) 총 배출량 약 5억9,060만톤(t)$CO_2$로 배출량 세계 10위권인 우리나라는 국제 환경의 변화를 볼 때 향후 반드시 GHG를 감축해야한다. 2004년 국내 에너지 부문 중, 전력 발전 및 산업 부분에서 배출된 이산화탄소(CO$_2$)량은 총 2억9,685만t으로 우리나라 GHG 전체 발생량의 53.3%를 차지하여 이 두 분야에서 CO$_2$ 배출을 감축시키는 것이 가장 시급하고 중요한 문제이다. 또한 이 두 분야는 산업의 특성상 CCS(Carbon Capture and Storage) 기술을 적용하여 효율적으로 CO$_2$를 저감할 수 있는 가장 잠재력이 높은 분야이다. 두 분야에서 효율적으로 적용될 수 있는 CCS 기술로 단기적으로는 amine을 이용한 화합흡수법이, 중, 장기적으로는 ATR(Autothermal reforming), 또는 MSR-H2(Methane steam reformer with hydrogen separation membrane reactor)가 장착된 연소 전 기술과, SOFC+GT(Solid oxide fuel cell-Gas turbine) 같은 순산소 연소 기술이 가장 유리 할 것으로 예상된다. 이와 같은 최신 연소 전 및 순산소 연소 기술을 이용하면 향후 CO$_2$ 포집 비용을 $US 8.5-43.5/tCO$_2$로 줄일 수 있으며 이를 이용하여 전력 발전 및 산업 부분에서 발생하는 CO$_2$의 10%만을 감축하더라도 약 3,000만t의 CO$_2$를 저감할 수 있겠다.