• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권7호
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• pp.561-570
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• 2008

When reactivity insertion such as refueling occurs in CANDU reactors, the power and the water levels are tilted in the upper outer zone of the LZCS (Liquid Zone Control System) and fluctuate unstably for a certain period of time (1-5 days). The instability described above is observed in most CANDU reactors in service around the world, but its root cause is unidentified and no solutions to this problem have been established. Therefore, this study attempted to prove experimentally and analytically that the root cause lies in the hold-up of light water on the top of the TSP (Tube Support Plate) due to the mismatch between net volumetric flow rate of light water and helium crossing the narrowed porous TSP installed within the LZCS compartment. Our method was to perform a hydrodynamic simulation of in/outflow of light water and helium. Two solutions for the aforementioned instability of LZCS are suggested. One is to regulate the compartment for both inflowing helium gas and outflowing light water; the other is to enlarge the flow paths of helium and light water within TSP. The former may be applicable to nuclear reactors in service and the latter to those planned for construction.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.197-198
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• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
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• pp.472-473
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• 2005

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제32권2호
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• pp.180-190
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• 2000

In this study, nonlinear analyses of prestressed concrete(PSC) test beams for inservice inspection of prestressed concrete containments for CANDU nuclear power plants are presented. In the analysis the material nonlinearities of concrete, rebar and prestressing steel are used. To reduce the numerical instability with respect to the used finite element mesh size, the tension stiffening effect has been considered. For concrete, the tensile stress-strain relationship derived from tests is modified and the stress-strain curve of rebar is assumed as a simple bilinear model. The stress-strain curve of prestressing steel is applied as a multilineal curve with the first straight line up to 0.8fpu. To prove the validity of the applied material models, the behavior and strength of the PSC test specimens tested to failure have been evaluated. A reasonable agreement between the experimental results and the predictions is obtained. Parametric studies on the tension stiffening effects, the impact of prestressing losses with time, and the compressive strength of concrete have been conducted.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권4호
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• pp.290-301
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• 1985

600MW(e)급 CANDU형 원자로의 1차 냉각재계통은 2개의 “8자” 모양 루프로 구성되며 정상운전중 원자로 출구헤더 (ROH)의 설계 quality는 4%이다. 이러한 루프내 2부분에 압축성 유체의 존재 및 유동-quality-기포율의 정궤환 효과는 1차 냉각재계통 유동 불안정의 주요인이 된다. 계통의 안정을 위하여 설계 변경사항으로서 같은 루프의 ROH-HOH간 interconnect가 설치되었다. 본 논문은 정상운전시 1차 냉각재계통의 유동 불안정현상을 조사연구하며, 또한 interconnect가 유동 안정성에 미치는 영향 및 계통 고유의 유동 안정성에 대한 연구를 수행한다. 시간 영역의 안정성 분석은 ATHER코드로부터 보완된 ATHER/MOD-I 코드를 사용하여 분석한다. 가장 보수적인 계통 모형, 즉 대칭형 루프의 유동은 발산하며, interconnect를 설치함으로써 계통의 유동 안정성은 크게 향상되어 안정된다. 그러나 보수적인 가압기 모델을 사용 분석하였을 경우라도 계통의 유동 안정성은 보장됨을 알 수 있다. 실제적인 계통 즉 가압기와 interconnect를 모사한 경우의 계통 안정성은 크게 보장된다. 결론적으로 비록 interconnect는 계통의 안정성을 크게 향상시키나 가압기 등 계통 고유의 유동 안정성은 매우 커서 interconnect가 설치되지 않았더라도 1차 냉각재 계통의 유동 안정성을 보장함을 알 수 있다.