• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권3호
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• pp.200-208
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• 1986

원자로 냉각 계통의 배관 파열에 근거한 냉각재 상실 사고를 방출계수 0.4에 대하여 분석하였다. 분석은 원자로 냉각계통의 배관 파열에 의하여 발생된 감압부터 노심 복구까지의 전 과도 상태를 포함한다. 계통 열수력과 핵연료 성능 평가를 위하여 BLOWDOWN 단계에서는 RELAP4/MOD6-EM 코드와 RELAP4/MOD6-HOT CHANNEL 코드를 사용하였으며 REFLOOD 단계에서는 RELAP4/ MOD6-FLOOD 코드와 TOODEE2 코드를 각각 사용하였다. LOWER PLENUM 충전을 고려하기 위하여 DOWNCOMER에서 증기-물역방향 유동과 과열벽효과를 근사하여 간단한 해석적 모델이 개발되었다. EOB 발생시의 정보를 근거로 하여 재충전지속 시간과 초기 복구 온도가 계산되었으며 RELAP4/MOD6에 의한 분석결과와 비교하여 상당한 일치를 보였다. 또한, 조기 EOB 발생에 영향을 미치는 계통변수의 연구가 수행되어졌다. DOWNCOMER와 UPPER HEAD사이의 마찰손실이 조기 EOB 발생에 지대한 영향을 미쳤으며 적당한 마찰손실계수의 선택을 통하여 조기 EOB 발생을 방지할 수 있었다. 노심 nodalization이 여섯 개인 경우와 세 개인 경우의 분석 결과가 계통열수력학적 면에서 유사한 결과를 나타내지만, 좋은 결과를 얻기 위하여 전자의 경우가 요구된다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제35권3호
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• pp.255-262
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• 2011

원자력발전소에 냉각재상실사고 발생 시 보온재 파편 등 이물질이 발생하여 방출된 냉각재를 따라 재순환 집수조에 흘러갈 수 있다. 이물질들이 펌프 흡입구에 축적되면 냉각수 흡입을 방해함으로써 원자력발전소 안전에 위협이 될 수 있다. NEI 04-07 및 USNRC 의 평가보고서가 이물질이동분율 평가에 대한 방법론을 제공하였지만 각 원자력발전소 고유특성을 반영한 추가적인 연구가 필요하다. 본 연구에서는 전산유체역학 코드를 사용한 원자력발전소 파단방출이동 해석 방법론을 수립하고 해석을 수행하였다. 해석 결과, 소형 이물질의 32%가 원자로건물 상부로 이동하였다. 이는 NEI 04-07 의 기본해석결과보다 7% 많은 양이다. 본 연구결과는 향후 수행될 이물질이동에 대한 해석적 연구에 중요한 참고자료가 될 것으로 판단된다.