Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.17
no.1
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pp.1-13
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2019
The accident at the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant (FDNPP) resulted in the deposition of large quantities of radionuclides over parts of eastern Japan. Radioactive contaminants have been observed over a large area including forests, cities, rivers and lakes. Due to the strong adsorption of radioactive cesium by soil particles, radioactive cesium migrates with the eroded soil, follows the surface flow paths, and is delivered downstream of population-rich regions and eventually to coastal areas. In this study, we developed a model to simulate the transport of contaminated sediment in a watershed hydrological system and this model was compared with observation data from eroded soil observation instruments located at the Korea Atomic Energy Research Institute. Two methods were applied to analyze the soil particle size distribution of the collected soil samples, including standardized sieve analysis and image analysis methods. Numerical models were developed to simulate the movement of soil along with actual rainfall considering initial saturation, rainfall infiltration, multilayer and rain splash. In the 2019 study, a numerical model will be used to add rainfall shield effect by trees, evaporation effect and shield effects of surface water. An eroded soil observation instrument has been installed near the Wolsong nuclear power plant since 2018 and observation data are being continuously collected. Based on these observations data, we will develop the numerical model to analyze long-term behavior of radionuclides on land as they move from land to rivers, lakes and coastal areas.
Potential economic impact of a hypothetical severe accident at a nuclear power plant(Uljin units 3/4) was estimated by applying the Delphi method, which is based on the expert judgements and opinions, in the process of quantifying uncertain factors. For the purpose of this study, it is assumed that the radioactive plume directs the inland direction. Since the economic risk can be divided into direct costs and indirect effects and more uncertainties are involved in the latter, the direct costs were estimated first and the indirect effects were then estimated by applying a weighting factor to the direct cost. The Delphi method however subjects to risk of distortion or discrimination of variables because of the human behavior pattern. A mathematical approach based on the Bayesian inferences was employed for data processing to improve the Delphi results. For this task, a model for data processing was developed. One-dimensional Monte Carlo Analysis was applied to get a distribution of values of the weighting factor. The mean and median values of the weighting factor for the indirect effects appeared to be 2.59 and 2.08, respectively. These values are higher than the value suggested by OECD/NEA, 1.25. Some factors such as small territory and public attitude sensitive to radiation could affect the judgement of panel. Then the parameters of the model for estimating the direct costs were classified as U- and V-types, and two-dimensional Monte Carlo analysis was applied to quantify the overall economic risk. The resulting median of the overall economic risk was about 3.9% of the gross domestic products(GDP) of Korea in 2006. When the cost of electricity loss, the highest direct cost, was not taken into account, the overall economic risk was reduced to 2.2% of GDP. This assessment can be used as a reference for justifying the radiological emergency planning and preparedness.
Hwang, Won Tae;Jeong, Hae Sun;Jeong, Hyo Joon;Kim, Eun Han;Han, Moon Hee
Journal of Radiation Protection and Research
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v.39
no.2
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pp.89-95
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2014
In potential accident consequence assessments for the licensing approval of LWRs, the ground deposition of radionuclides released into the environment is not allowed into the models, as recommended in the U. S. Nuclear Regulatory Commission's regulatory guide. Meanwhile, it is allowed into the assessment models for the licensing approval of PHWRs with consideration of more detailed physical processes of radionuclides in the atmosphere. Under these backgrounds, importance of exposure dose by ground deposition was quantitatively evaluated and comprehensively discussed. For potential accidental releases of $^{137}Cs$ and $^{131}I$, total exposure doses were more conservative in case of without consideration of ground deposition than in case of with its consideration. It was because of that the depletion of air concentration resulting from ground deposition is more influential in the contribution to total exposure doses than additional doses from contaminated ground. The exposure doses by the inhalation of contaminated air showed the contribution of more than 90% in total exposure doses, depending on atmospheric stability, release period of radionuclides and distance from a release point. The exposure doses from contaminated ground showed less than 10% at most in contribution of total exposure doses. The ratios of total exposure doses in case of with consideration of deposition to without its consideration for $^{131}I$ were distinct than those for $^{137}Cs$. As the atmosphere is more stable, release duration of radionuclides is longer, distance from a release point is longer, it was more distinct.
International Journal of Air-Conditioning and Refrigeration
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v.11
no.2
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pp.51-60
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2003
In the nuclear power plant, emergency core coolant system (ECCS) is furnished at reactor coolant system (RCS) in order to cool down high temperature water in case of emergency. However, in this coolant system, thermal stratification phenomenon can occur due to coolant leaking in the check valve. The thermal stratification produces excessive thermal stresses at the pipe wall so as to yield thermal fatigue crack (TFC) accident. In the present study, effects of turbulence penetration on the thermal stratification into T-branches with square cross-section in the modeled ECCS are analysed numerically. Standard k-$\varepsilon$ model is employed to calculate the Reynolds stresses in momentum equations. Results show that the length and strength of thermal stratification are primarily affected by the leak flow rate of coolant and the Reynolds number of duct. Turbulence penetration into the T-branch of ECCS shows two counteracting effects on the thermal stratification. Heat transport by turbulence penetration from main duct to leaking flow region may enhance thermal stratification while the turbulent diffusion may weaken it.
Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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v.6
no.1
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pp.43-49
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2010
The piping failure probability of the reactor coolant system in Kori unit 1 was evaluated considering stress corrosion cracking. The P-PIE program (Probabilistic Piping Integrity Evaluation Program) developed in this study was used in the analysis. The effect of some variables such as oxygen concentration during start up and steady state operation, and operating temperature, which are related with stress corrosion cracking, on the piping failure probabilities was investigated. The effects of leak detection capability, the size of big leak, piping loops, and reactor types on the piping failure probability were also investigated. The results show that (1) LOCA (loss of coolant accident) probability of Kori unit 1 is extremely low, (2) leak probability is sensitive to oxygen concentration during steady state operation and operating temperature, while not sensitive to the oxygen concentration during start up, and (3) the piping thickness and operating temperature play important roles in the leak probabilities of the cold leg in 4 reactor types having same inner diameter.
Lee, Dong Hun;Park, Ik Kyu;Yoon, Han Young;Ha, Kwang Soon;Jeong, Jae Jun
Journal of Energy Engineering
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v.22
no.1
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pp.8-16
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2013
A core catcher is considered as a promising engineered system to stabilize the molten corium in the containment during a postulated severe accident in a nuclear power plant. Conceptually, the core catcher consists of a carbon steel body, sacrificial material, protection material, and engineered cooling channel. The cooling capacity of the engineered cooling channel should be guaranteed to remove the decay heat of the molten corium. The flow in ex-vessel core catcher is a combined problem of a two-phase flow in the engineered cooling channel and a single-phase natural circulation in the whole core catcher system. In this study, the analysis of the test facility for the core catcher using the CUPID code, which is a three-dimensional thermal-hydraulic code for the simulation of two-phase flows, was carried out to evaluate its cooling capacity.
Kim, Jae-Cheol;Ha, Kwang-Soon;Park, Rae-Joon;Hong, Seong-Wan;Kim, Sang-Baik
한국전산유체공학회:학술대회논문집
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2008.03b
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pp.308-311
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2008
As a severe accident mitigation strategy in a nuclear power plant, ERVC(External Reactor Vessel Cooling) has been proposed. Under ERVC conditions, where a molten corium is relocated in a reactor vessel lower head, a natural circulation two-phase flow is driven in the annular gap between the reactor vessel wall and its insulation. This flow should be sufficient to remove the decay heat of the molten corium and maintain the integrity of the reactor vessel. Preliminary experimental study was performed to estimate the natural circulation two-phase flow. The experimental facility which is one dimensional, the half height, and the 1/238 channel area of APR1400, was prepared and the experiments were carried out to estimate the natural circulation two-phase flow with varying the parameters of the coolant inlet area, the heat rate, and the coolant inlet subcooling. In results, the periodic circulation flow was observed and the characteristics were varied from the experimental parameters. The frequency of the natural circulation flow rate increased as the wall heat flux increased.
When a safety valve equipped in a nuclear power plant opens in an instant by an accident, a moving shock wave propagates downstream the valve, inducing a complicated unsteady flow field. The moving shock wave may exert severe load to the structure. So, to reduce the load acting on the wall of POSRV, a gradual opening of POSRV is adopted in general. In theses connections, a numerical work is performed to investigate the effect of valve opening time on the unsteady flow fields downstream of the valve. Compressible, two-dimensional Navier-Stokes equations are used with the finite volume method. The obtained results show that sharp pressure rise through moving shock tor the case of instant opening is attenuated by employing the gradual opening of valve. It is turned that the flows for the two cases of gradual valve opening time show the similar to that of highly under-expanded one in jet structure having expansion and compression waves and Mach stem. Also, comparing with the results for the two cases of opening time, the shorter the valve opening is, the pressure gradient at the downstream of the valve becomes softly.
Korean Journal of Air-Conditioning and Refrigeration Engineering
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v.15
no.3
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pp.239-245
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2003
In the nuclear power plant, emergency core coolant system (ECCS) is furnished at reactor coolant system (RCS) in order to cool down high temperature water in case of emergency. However, in this coolant system, thermal stratification phenomenon can occur due to coolant leaking in the check valve. The thermal stratification produces excessive thermal stresses at the pipe wall so as to yield thermal fatigue crack (TFC) accident. In the present study, effects of turbulence penetration on the thermal stratification into T-branches with square cross-section in the modeled ECCS are analysed numerically. $textsc{k}$-$\varepsilon$ model is employed to calculate the Reynolds stresses in momentum equations. Results show that the length and strength of thermal stratification are primarily affected by the leak flow rate of coolant and the Reynolds number of the main flow in the duct. Turbulence penetration into the T-branch of ECCS shows two counteracting effects on the thermal stratification. Heat transport by turbulence penetration from the main duct to leaking flow region may enhance thermal stratification while the turbulent diffusion may weaken it.
Park, Gang-teak;Kim, Jong-Yeol;Jung, Hyun-kyu;Lee, Nam-ho;Hwang, Young-gwan
Proceedings of the Korean Institute of Information and Commucation Sciences Conference
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2017.10a
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pp.714-715
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2017
Much of the interest in ocean radiation detection has been heightened as a lot of radioactivity has leaked to the ocean due to the accident at the Fukushima nuclear power plant in Japan. In the study, MCNP simulation for radiation detection in the ocean was performed. Unlike in the air, the marine environment must ensure the stability of the sensor from water depth, temperature, pressure, and salinity. In the marine environment, too much radiation is shielded. Therefore, it is an object to select a housing with a low radiation shielding ratio.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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