• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제28권4호
• /
• pp.373-378
• /
• 1996

The CANFLEX fuel bundle has been developed by KAERI/AECL jointly to facilitate the use of various fuel cycles in CANDU-6 reactor. The structural analysis of the fuel bundles by hydraulic drag force is performed to evaluate the fuel integrity during the refuelling service. The present analysis method is newly developed for the structural integrity valuation by studying FEM modelling for the fuel bundles in a fuel channel. As compared the results of the mechanical strength test the displacement value of endplate given by analysis results shoo6 to be good agreement within 15% under the maximum design drag load. As the results of analysis, it is shown to keep the structural integrity of CANFLEX fuel bundles under hydraulic drag load during the refuelling service.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제32권6호
• /
• pp.595-604
• /
• 2000

Flow-Accelerated Corrosion Behavior of SA106 Gr.C steel in room temperature alkaline solution simulating the CANDU primary water condition was studied using Rotating Cylinder Electrode. Systems of RCE were set up and electrochemical parameters were applied at various rotating speeds. Corrosion current density decreased up to pH 10.4 then it increased rapidly at higher pH. This is due to the increasing tendency of cathodic and anodic exchange half-cell current. Corrosion potential shifted slightly upward with rotating velocity. Passive film was formed from pH 9.8 by the mechanism of step oxidation and the subsequent precipitation of ferrous species into hydroxyl compound. Above pH 10.4, the film formation process was active and the film became stable. Corrosion current density showed increment in pH 6.98 with the rotating velocity, while it soon saturated from 1000 rpm above pH 9.8. This seems that activation process which represents formation of passive film on the bare metal surface controls the entire corrosion process

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.112-116
• /
• 1996

신형경수로의 대안으로서 가압경수로의 단점을 보완하고, 가압중수로의 장점을 채택한 중수감속 경수로의 핵적 개념설계를 제안하였다. 냉각재와 감속재가 서로 다른 채넬을 통해 흐르는 기존 가압중수로의 Pressure-Tube 설계의 장점을 채택하여, 냉각재는 경수를 감속재는 중수를 사용하는 중수감속 가압경수로(DPWR, Deuterium-moderated PWR)의 설계 타당성을 검토하였다. 기본적으로 CANDU의 system설계를 Proven Technology로서 가능한 많이 채택하고, CANFLEX 핵연료 설계도 기존 연구 결과로서 최대한 활용하였다. 월성 2,3,4호기 FSAR의 사양을 그대로 사용하여 기존 중수로의 37봉 핵연료 다발을 6$\times$6 직각 배열 등가 핵연료집합체로 재구성한 후, SEU $UO_2$ 핵연료에 대해 HELIOS코드를 사용하여 핵적 특성을 검토하였다. 냉각재 온도계수가 음의 안전성을 갖고 있으며, 기존 중수로보다 연소도가 훨씬 큰 원자로가 설계될 수 있음을 확인하였다. 또한 발전소 이용률의 증대, 사용후 핵연료 발생량의 감소를 기대할 수 있었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
• /
• pp.261-267
• /
• 2004

처분시스템 설계 시 기초 자료로 사용되는 국내 사용후핵연료의 발생량, 특징 및 연소이력 등의 현재 및 향후 현황을 파악하였다. 2055년까지 PWR 및 CANDU 사용후핵연료 발생량은 각각 20,500 및 14,800MTU로 나타났다.$17{\times}17$ 핵연료 집합체의 사용후핵연료 발생량비율은 2003년 기준으로 전체대비 60%를 점유하는 것으로 나타났으며, 2012년 이후부터는 .$16{\times}16$ KSFA 사용후핵연료 발생량이 .$17{\times}17$ 핵연료를 능가하기 시작하여 최종시점인 2055년에는 70% 정도를 점유할 것으로 보인다. 사용후핵연료의 평균 연소도는 90년대 후반에는 36GWD/MUT 정도, 2000년대 초반에는 40GWD/MTU를 나타냈으며, 2000년대 중ㆍ후반부터는 45GWD/MTU를 초과할 것으로 보인다. 따라서, 현재는 1997년에 선정한 제원을 기준 핵연료 제원으로 사용하되, 2010년을 기점으로 기준핵연료를 .$16{\times}16$ KSFA 4.5w/o, 55GWD/MTU로 반영하는 것이 타당해 보인다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.362-367
• /
• 1996

CANDU-6형 원자력발전소인 월성 2,3,4호기 비상급수계통의 성능을 평가하기 위하여 설계기능 수행과 관련된 변수로서 격납건물내 집수조(sump) 온도와 열수송계통으로 주입되는 냉각재온도를 사용한 분석을 수행하였다. 이 온도들은 NTU(Number of Transfer Unit)방법을 이용한 비상노심 냉각계통 열교환기의 열전달속도와 열전달계수의 해석을 열평형관계식과 함께 조합한 프로그램을 사용하여 계산하였다. 또한 증기발생기 급수량과 추후 수조에 공급되는 보충수에 대한 설계요건을 검토하였다. 이러한 변수와 설계요건은 비상급수계통이 발전소 정상 열제거기능 상실후 노심의 붕괴열제거에 유효한 열침원으로서의 기능을 수행함을 보여 주었다. 또 격납건물의 건전성 유지와 관련된 집수조내 최고온도가 허용치 이하로 유지되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제31권6호
• /
• pp.83-100
• /
• 1999

As disposal packaging concepts of spent fuels generated from the domestic NPP, two types, one is to package PWR and CANDU spent fuels in different containers and the other is to package them together, were proposed. The configuration of the containers and the layout of underground repository, such as the container spacing and the deposition tunnel spacing, were developed. The layout of underground repository satisfies the thermal constraint of the bentonite buffer surrounding disposal container, which should be lower than $100^{\circ}C$ in order to keep the physical and chemical properties of bentonite From the spent fuel packaging concepts and container emplacement methods, seven options were developed. With a typical pair-wise comparison methods, AHP, the most promising disposal concept was selected based on the technology Point of view.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제27권6호
• /
• pp.932-937
• /
• 1995

1990년 12월 카나다의 Darlington 2호기에서 발생한 핵연료 다발의 양쪽 지지판에 있는 지지 금속판의 파손은 펌프 날개 통과 압력 충격파가 Acoustic 성격으로 중폭되어 연료봉지지판의 파손을 일으킨 것으로 추정되었고 이에 따른 주열수송계통에 대한 ABAQUS를 이용한 Acoustic 해석과 수많은 실험을 거쳐 Acoustic 압력 충격파가 핵연료 다발의 연료봉 지지판 파손 원인임이 입증되었다. 이러한 Acoustic 해석과 실험의 결과로써 Darlington 발전소의 열수송 펌프를 5 날개 펌프에서 7 날개 펌프로 교체시키게 되었으며 그 결과 핵연료 스트링의 축방향 진동을 감소시켜 연료봉 지지판의 파손을 방지하게 되었다. 이러한 사례로 인하여 최근 CANDU형 원자로 열수송 계통의 Acoustic 해석에 대한 연구가 AECL의 Chalk River Laboratory와 COG(CANDU Owners Group)에서 활발하게 진행되고 있다. 이 기고문에서는 매우 새로운 분야로써 현재 이루어지고 있는 CANDU형 원자로 열수송 계통의 Acoustic 해석을 위한 해석 이론과 해석 방법을 간단히 요약 정리하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제33권2호
• /
• pp.192-200
• /
• 2001

Hydride blisters were formed on the outer surface of Zr-2.5Nb pressure tube by a non- uniform steady thermal diffusion process. A thermal gradient was applied to the pressure tube with a heat bath kept at a temperature of 415$^{\circ}C$ and an aluminum cold finger cooled with flowing water of 15$^{\circ}C$. Optical microscopy and tree-dimensional laser profilometry were used to characterize the hydride blisters with different hydrogen concentrations and thermal diffusion time. Hydride blisters were expected to start at a hydrogen concentration of 30 - 70 ppm and a thermal diffusion time of 4 - 6$\times$10$^{5}$ sec. The hydride blister size increases with higher hydrogen concentrations and longer thermal diffusion time . Some of the samples revealed cracks on the hydride blisters. The ratio of hydride blister depth to height was estimated as approximately 8: 1.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• 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.