• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권12호
• /
• pp.4759-4775
• /
• 2022

The RVACS is a versatile and robust safety system driven by two natural circulations: in-vessel coolant and ex-vessel air. To observe interaction between the two natural circulations, SINCRO-IT facility was designed with two different similarity laws simultaneously. Bo' based similarity law was employed for the in-vessel, while Ishii's similarity law for the ex-vessel excluding the radiation. Compared to the prototype, the sodium and air system, SINCRO-IT was designed with Wood's metal and air, having 1:4 of the length reduction, and 1.68:1 of the time scale ratio. For the steady state, RV temperature limit was violated at 0.8% of the decay heat, while the sodium boiling was predicted at 1.3%. It showed good accordance with the system code, TRACE. For an arbitrary re-criticality scenario with RVACS solitary operation, sodium boiling was predicted at 25,100 s after power increase from 1.0 to 2.0%, while the system code showed 30,300. Maximum temperature discrepancy between the experiments and system code was 4.2%. The design and methodology were validated by the system code TRACE in terms of the convection, and simultaneously, the system code was validated against the simulating experiments SINCRO-IT. The validated RVACS model could be imported to further accident analysis.

• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제19권2호
• /
• pp.163-170
• /
• 2023

Since spent nuclear fuel assemblies (SFA) are transported to interim storage or final disposal facility after cooling the decay heat, finite element analysis (FEA) with simplification is widely used to show their integrity against cladding failure to cause dispersal of radioactive material. However, there is a lack of research addressing the comprehensive impact of shape and element simplification on analysis results. In this study, for the optimization of a typical pressurized water reactor SFA, different types of finite element models were generated by changing number of fuel rods, fuel rod element type and assembly length. A series of FEA in use of these different models were conducted under a shock load data obtained from surrogate fuel assembly transportation test. Effects of number of fuel rods, element type and length of assembly were also analyzed, which shows that the element type of fuel rod mainly affected on cladding strain. Finally, an optimal finite element model was determined for other practical application in the future.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제27권5호
• /
• pp.645-660
• /
• 1995

표준원전을 대상으로하여 저수위 운전시의 잔열제거제통상실사고를 RELAP5/MOD3 및 RELAP5/MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석하였다. 증기발생기가 이용가능할 때 원자로냉각재계통에 배기 경로가 없는 경우와 배기경로가 있는 경우에 대하여 분석을 수행하였다. 배기경로가 없는 경우에 대해 RELAP5 /MOD3 전산프로그램과 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램으로 비교 분석을 수행하였다. 분석 결과 두 전산프로그램의 계산결과는 정성적인 면 뿐 아니라 정량적 인면도 비교적 잘 일치하였다. 그러나 계산결과로부터 RELAP5 /MOD3의 경우에는 벽 열전달모델의 결함이 발견되어 배기경로가 있는 경우에 대해서는 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로정지후 하루가 지났을때 배기경로가 없는 경우에는 두개의 증기발생기로도 잔열이 충분히 제거되지 않아 원자로계통의 압력이 지속적으로 증가하여 사고개시 후4,000초 정도에 원자로계통의 임시밀봉재의 설계압력인 0.24MPa에 도달하였다. 가압기 안전밸브 용량의 세배정도 크기의 배기경로가 있는 경우에는 10,000 초가 지나도 원자로냉자재계통의 압력이 0.24 MPa에 도달하지 않았으며 노심노출이 초래되지 않았다. 분석결과의 상세한 검토를 통해서 저수위 운전시 잔열제거능력 상실사고가 발생하였을 경우 REL-AP5/MOD3.1을 이용한 사고해석 방법론의 타당성을 제안하였으며 또한 적절한 배기용량을 산정하기 위한 자료를 제공하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제47권3호
• /
• pp.293-305
• /
• 2015

In this paper, we suggest the conceptual design of a water-cooled reactor system for a low-pressure inherent heat sink nuclear desalination plant (LIND) that applies the safety-related design concepts of high temperature gas-cooled reactors to a water-cooled reactor for inherent and passive safety features. Through a scoping analysis, we found that the current LIND design satisfied several essential thermal-hydraulic and neutronic design requirements. In a thermal-hydraulic analysis using an analytical method based on the Wooton-Epstein correlation, we checked the possibility of safely removing decay heat through the steel containment even if all the active safety systems failed. In a neutronic analysis using the Monte Carlo N-particle transport code, we estimated a cycle length of approximately 6 years under 200 $MW_{th}$ and 4.5% enrichment. The very long cycle length and simple safety features minimize the burdens from the operation, maintenance, and spent-fuel management, with a positive impact on the economic feasibility. Finally, because a nuclear reactor should not be directly coupled to a desalination system to prevent the leakage of radioactive material into the desalinated water, three types of intermediate systems were studied: a steam producing system, a hot water system, and an organic Rankine cycle system.

• 한국식품과학회지
• /
• 제36권2호
• /
• pp.239-245
• /
• 2004

신선 편의가공 채소류의 전처리기술로서 중온처리의 적용 가능성을 확인하고자 박피 양파의 열수처리에 따른 저장중 품질특성 변화를 살펴보았다. 건조외피 제거, 절단, 수세를 거친 양파 시료에 대해 $50-80^{\circ}C$의 열수로 1 분간 침지한 후 물기를 제거하고 $63\;{\mu}m$ 두께의 LDPE 필름에 밀봉 포장하여 $10^{\circ}C$에 저장하면서 이화학, 미생물, 관능적 특성 변화를 측정하였다. 생체 중량감소 및 절단 표면색 변화는 상대적으로 고온($70,\;80^{\circ}C$) 처리구에서만 유의적인 증가를 나타내었고, 미생물의 경누 열처리 직후 고온 처리구에서 90% 이상의 생균수 감균 효과를 확인할 수 있었으나, 저장 중기 이후에는 처리구별로 유의적인 생균수 차이를 구분할 수 없이 약 $10^6-10^7\;CFU/g$ 수준을 나타내었다. 관능 평가에서는 저장 28일까지 $60^{\circ}C$ 중온 처리구가 변색, 시듦, 부패 항목에서 상대적으로 가장 낮은 점수를 나타내었고 외관 품질도 비교적 우수하여 박피 양파의 저장중 품질유지에 가장 유리한 열수 처리온도임을 확인할 수 있었다.

• 지질공학
• /
• 제13권2호
• /
• pp.171-191
• /
• 2003

본 연구의 목적은 고준위 방사성폐기물을 지하 심부 불연속 화강 암반 내에 처분할 때 처분공동 주변 절리에서의 장기간(500년)에 걸친 열수리역학적 연성거동 변화를 분석하고, 앞으로 처분 개념 설정에 활용 하고자 하는 것이다. 해석모델은 포화된 불연속 화강 암반, 처분공내 압축 벤토나이트로 둘러 쌓인 PWR 사용후 핵연료 및 처분용기, 그리고 처분동굴 내에 채워진 혼합 벤토나이트를 포함한다. 해석모델 내에는 2개의 절리 세트가 존재하는 것으로 가정하였다. 절리세트1은 20m간격의 $56^{\circ}$ 경사의 절리들로 구성되었고, 절리세트2는 절리세트1에 수직방향으로 20m간격의 $34^{\circ}$ 경사의 절리들로 구성되었다. 해석은 2차원 해석 코드인 UDEC을 사용하였다. 특히 공동 주변 절리에서의 거동변화를 파악하기 위하여 Barton-Bandis 절리 모델을 사용하였고, PWR 사용후 핵연료로부터의 시간의존 방사성 붕괴열 영향 분석 및 steady state 유동 알고리즘을 이용한 수리해석을 하였다.

• 한국식품과학회지
• /
• 제22권4호
• /
• pp.415-420
• /
• 1990

수확된 생홍고추의 손실을 방지하고 건조에 소요되는 노력과 경비를 절감코자 생홍고추 페이스트 가공공정 및 저장가능성에 관하여 실험하였다. 생홍고추 페이스트는 10%염을 첨가하므로서 pH4.5 이하로 산성화시킬 수가 있어 Clostridium botulinum포자의 생육을 억제시킬 수가 있어 살균시간을 $100^{\circ}C$에서 10분간으로 단축시키는 것이 가능하였다. 또한 $5^{\circ}C$이하 저온저장시 6개월 이상 성상 및 품질의 변화를 거의 볼 수가 없었다. 따라서 염을 10% 첨가하고 열처리만을 하여 제조한 생홍고추 페이스트는 생홍고추의 싱싱함을 그대로 유지 할 수 있었으며 생홍고추를 페이스트로 제조한다면 $5^{\circ}C$ 이하에서 6재월 이상 장기적으로 저장할 수 있었다.

• 한국미생물·생명공학회지
• /
• 제9권1호
• /
• pp.35-44
• /
• 1981

대장균이 생산하는 페니실린 아미다제를 젤라틴에 포괄시켜 사출한 후 글루트알데히드로 가교하여 고정화하였다. 이렇게 하여 만들어진 고정화효소는 약 70%의 높은 효소역가를 나타내었고 보관 및 반응조에서 좋은 안정성을 보여주었다. 반응조 내에서의 효소역가 반감기는 약 50일이었으며 최적 PH 및 온도는 각각 8.5와 5$0^{\circ}C$로 나타났다. 효소역가에 미치는 pH 및 온도의 영향은 고정화하기 전과 큰 차이가 없었으나 고온에서의 안정성이 증가되었다. 기질용액으로 완충액을 사용하여 column을 사용하는 관형식 반응조에서의 반응생성률에 기인하는 pH 감소효과를 최소한으로 줄이므로써 효소반응조를 최적화하였다. 반응조 조작상의 중요한 인자 즉 기질농도, 체류시간, 반응 생성물로의 전환율 및 이에 따르는 생산성을 pH 감소효과와 연관시켜 최적반응조건을 논의하였다.

• 터널과지하공간
• /
• 제21권4호
• /
• pp.264-273
• /
• 2011

고준위폐기물처분장에서 벤토나이트완충재는 공학적방벽의 중요한 구성요소 중 하나이다. 벤토나이트완충재는 방사성폐기물로부터의 붕괴열, 주위 암반으로부터의 지하수 유입, 고밀도로 압축된 벤토나이트 자체의 높은 팽윤압에 의해 큰 영향을 받는다. 그러므로 벤토나이트완충재의 열-수리-역학적 특성 이해와 평가모델의 입력데이터 확보는 고준위폐기물처분장의 성능 및 안전성 평가를 위해서 선행되어야 할 중요한 과제이다. 본 논문에서는 우리나라 고준위폐기물처분장 완충재 후보물질을 대상으로 지금까지 수행된 열-수리-역학적 특성을 분석하고, 기준벤토나이트완충재 조건을 설정하여, 이 조건에 부합되는 벤토나이트완충재의 열-수리-역학적 특성치를 제시하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제18권spc호
• /
• pp.21-36
• /
• 2020

With respect to spent nuclear fuels, disposal containers and bentonite buffer blocks in deep geological disposal systems are the primary engineered barrier elements that are required to isolate radioactive toxicity for a long period of time and delay the leakage of radio nuclides such that they do not affect human and natural environments. Therefore, the thermal stability of the bentonite buffer and structural integrity of the disposal container are essential factors for maintaining the safety of a deep geological disposal system. The most important requirement in the design of such a system involves ensuring that the temperature of the buffer does not exceed 100℃ because of the decay heat emitted from high-level wastes loaded in the disposal container. In addition, the disposal containers should maintain structural integrity under loads, such as hydraulic pressure, at an underground depth of 500 m and swelling pressure of the bentonite buffer. In this study, we analyzed the thermal stability and structural integrity in a deep geological disposal environment of the improved deep geological disposal systems for domestic light-water and heavy-water reactor types of spent nuclear fuels, which were considered to be subject to direct disposal. The results of the thermal stability and structural integrity assessments indicated that the improved disposal systems for each type of spent nuclear fuel satisfied the temperature limit requirement (< 100℃) of the disposal system, and the disposal containers were observed to maintain their integrity with a safety ratio of 2.0 or higher in the environment of deep disposal.