Rao, R. Srinivasa;Kumar, Abhay;Gupta, S.K.;Lele, H.G.
Nuclear Engineering and Technology
/
제44권7호
/
pp.807-816
/
2012
The Three Mile Island Unit 2 (TMI-2) accident has been studied extensively, as part of both post-accident technical assessment and follow-up computer code calculations. The models used in computer codes for severe accidents have improved significantly over the years due to better understanding. It was decided to reanalyze the severe accident scenario using current state of the art codes and methodologies. This reanalysis was adopted as a part of the joint standard problem exercise for the Atomic Energy Regulatory Board (AERB) - United States Regulatory Commission (USNRC) bilateral safety meet. The accident scenario was divided into four phases for analysis viz., Phase 1 covers from the accident initiation to the shutdown of the last Reactor Coolant Pumps (RCPs) (0 to 100 min), Phase 2 covers initial fuel heat up and core degradation (100 to 174 min), Phase 3 is the period of recovery of the core water level by operating the reactor coolant pump, and the core reheat that followed (174 to 200 min) and Phase 4 covers refilling of the core by high pressure injection (200 to 300 min). The base case analysis was carried out for all four phases. The majority of the predicted parameters are in good agreement with the observed data. However, some parameters have significant deviations compared to the observed data. These discrepancies have arisen from uncertainties in boundary conditions, such as makeup flow, flow during the RCP 2B transient (Phase 3), models used in the code, the adopted nodalisation schemes, etc. In view of this, uncertainty and sensitivity analyses are carried out using simulation based techniques. The paper deals with uncertainty and sensitivity analyses carried out for the first three phases of the accident scenario.
Lessons learned from the Fukushima Daiichi nuclear power plant accident directed that multiple failures should be considered more seriously rather than single failure in the licensing bases and safety cases because attempts to take accident management measures could be unsuccessful under the high radiation environment aggravated by multiple failures, such as complete loss of electric power, uncontrollable loss of coolant inventory, failure of essential safety function recovery. In the case of the complete loss of electric power called station blackout (SBO), if there is no mitigation action for recovering safety functions, the reactor core would be overheated, and severe fuel damage could be anticipated due to the failure of the active heat sink. In such a transient condition at CANDU-6 plants, the seal failure of the primary heat transport (PHT) pumps can facilitate a consequent increase in the fuel sheath temperature and eventually lead to degradation of the fuel integrity. Therefore, it is necessary to specify the regulatory guidelines for multiple failures on a licensing basis so that licensees should prepare the accident management measures to prevent or mitigate accident conditions. In order to explore the efficiency of implementing accident management strategies for CANDU-6 plants, this study proposed a realistic accident analysis approach on the SBO transient with multiple-failure sequences such as seal failure of PHT pumps without operator's recovery actions. In this regard, a comparative study for two PHT pump seal failure modes with and without coolant seal leakage was conducted using a best-estimate code to precisely investigate the behaviors of thermal-hydraulic parameters during transient conditions. Moreover, a sensitivity analysis for different PHT pump seal leakage rates was also carried out to examine the effect of leakage rate on the system responses. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy for unmitigated transient conditions with multiple failures.
A phenomena identification and ranking table(PIRT) was developed for a main steam line break (MSLB) event for the Advanced Power Reactor-1400 (APR-1400). The selectee event was a double-ended steam line break at full power, with the reactor coolant pump running. The developmental panel selected the fuel performance as the primary safety criterion during the ranking process. The plant design data, the results of the APR-1400 safety analysis, and the results of an additional best-estimate analysis by the MARS computer code were used in the development of the PIRT. The period of the transient was composed of three phases: pre-trip, rapid cool-down, and safety injection. Based on the relative importance to the primary evaluation criterion, the ranking of each system, component, and phenomenon/process was performed for each time phase. Finally, the knowledge-level for each important process for certain components was ranked in terms of existing knowledge. The PIRT can be used as a guide for planning cost-effective experimental programs and for code development efforts, especially for the quantification of those processes and/or phenomena that are highly important, but not well understood.
냉각재 유량상실 사고가 가압경수형 원자로인 고리 1호기에 대하여 해석되었다. 냉각재 유량 상실 사고는 그 심각도에 따라 다음과 같이 3가지로 분류된다. 즉, 일부 유량 상실사고, 완전 유량 상실 사고, 그리고 펌프 축 고착 사고이다. 사고 해석은 계통 과도 현상 및 평균 노심분석, DNBR 계산, 그리고 고온점 분석의 3단계로 수행된다. 원자로 계통과도 현상 코드인 KTRAN이 본 사고를 빠른 시간에 모사할 수 있도록 개발되었다. DNBR계산을 위해서는 열수력학 코드인 SCAN및 COBRA IV-I가 채택되었으며, 고온점 분석을 위해서는 연료봉 과도 현상 코드인 LTRAN이 쓰였다. 이러한 전산코드 시스템은 과도 현상 해석에 빨리 응답하여야 한다. 왜냐하면 사고가 발생한 후 수 초안에 심각한 상태에 이르기 때문이다. 불행히도 KTRAN코드에 의하여 이러한 목적은 충족되지 않았다. 그러나 다른 계통 해석 코드에 비하여 잔은 계산 시간에도 불구하고 KTRAN에 의한 계산 결과는 FSAR의 결과와 전반적으로 잘 일치함으로써 KTRAN코드가 사고 해석에 유용함이 밝혀졌다.
The pumping of coolant in a liquid metal fast reactor may be performed with an annular linear induction electro-magnetic (EM) pump. Linear induction pumps use a traveling magnetic field wave created by poly-phase currents, and the induced currents and their associated magnetic field generate a Lorentz force, whose effect can be the pumping of the liquid metal. The flow behaviors in the pump are very complex, including a time-varying Lorentz force and pressure pulsation, because an induction EM pump has time-varying magnetic fields and the induced convective currents that originate from the flow of the liquid metal. These phenomena lead to an instability problem in the pump arising from the changes of the generated Lorentz forces along the pump's geometry. Therefore, a magneto-hydro-dynamics (MHD) analysis is required for the design and operation of a linear induction EM pump. We have developed a time-harmonic 2-dimensional axisymmetry MHD analysis method based on the Maxwell equations. This paper describes the analysis and numerical method for obtaining solutions for some MHD parameters in an induction EM pump. Experimental test results obtained from an induction EM pump of CLIP-150 at the STC "Sintez," D.V. Efremov Institute of Electro-physical Apparatus in St. Petersburg were used to validate the method. In addition, we investigated some characteristics of a linear induction EM pump, such as the effect of the convective current and the double supply frequency (DSF) pressure pulsation. This simple model overestimated the convective eddy current generated from the sodium flow in the pump channel; however, it had a similar tendency for the measured data of the pump performance through a comparison with the experimental data. Considering its simplicity, it could be a base model for designing an EM pump and for evaluating the MHD flow in an EM pump.
A comprehensive vibration assessment program for the Advanced Power Reactor 1400 reactor vessel internals is established in accordance with the United States Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 1.20 Revision 3. This paper is related to instruments and measurement locations based on the vibration and stress response analysis results at the inner barrel assembly top plate in the reactor. The analysis results of the inner barrel assembly top plate in the reactor show that the deterministic stress and deformation due to the reactor coolant pump induced pressure pulsations are larger than the random stress and deformation induced by the flow turbulence. The selection of the instruments and measurement locations at Inner barrel assembly top plate in the reactor is essential requirements and very important study process for the vibration and stress measurement program in comprehensive vibration assessment program for the Advanced Power Reactor 1400 reactor vessel internals.
Cast austenitic stainless steel is used for several components, such as primary coolant piping, elbow, pump casing and valve bodies in light water reactors. These components are subject to thermal embrittlement at the reactor operating temperature. The objective of this study is to summarize the method of estimating ferrite content, Charpy impact energy and J-R curve and to evaluate the thermal embrittlement of the cast austenitic stainless steel piping used in the domestic nuclear power plants. The result of evaluation, two domestic nuclear power plants used CF-8M and CF-8A material has adequate fracture toughness after saturation.
A comprehensive vibration assessment program for the advanced power reactor 1400(APR1400) reactor vessel internals is established in accordance with the united states nuclear regulatory commission regulatory guide 1.20 revision 3. This paper is related to instruments and measurement locations based on the vibration and stress response analysis results of the inner barrel assembly top plate in APR1400. The analysis results of the inner barrel assembly top plate in the reactor show that the deterministic stress and deformation due to the reactor coolant pump induced pressure pulsations are larger than the random stress and deformation induced by the flow turbulence. The selection of the instruments and measurement locations at inner barrel assembly top plate in the reactor is essential requirements and very important study process for the vibration and stress measurement program in comprehensive vibration assessment program for APR1400 reactor vessel internals.
원자로 정지냉각계통은 원자로 정지 시 핵연료 잔열 제거를 위하여 냉각수가 충분히 공급하고 원자로기기들을 보호할 수 있는 냉각율을 유지할 수 있도록 설계되어야 한다. 경수로 정지냉각계통을 분석하기 위한 KDESCENT코드를 중수로 정지냉각계통에 적용하여 보았으며 기존의 중수로형 해석코드인 SOPHT, SDCS 코드 결과와 비교분석하였다. 정지냉각펌프 모드와 열수송펌프 모드에서 정상냉각 운전상태는 계통의 설계 요건을 만족시켰으며 정지냉각 열교환기를 열제거원으로 사용하였을 때 냉각률은 설계요건에서 규정하고 있는 제한치인 $2.8^{\circ}C/min$ 이하의 값을 얻었다. 전반적인 냉각능력 분석 결과 월성 2, 3, 4호기 정지냉각계통은 핵연료로부터 핵분열 생성물의 방출을 충분히 제한하고 핵연료채널의 건전성을 유지시키기 위한 충분한 냉각을 핵연료에 제공하였다.
Park, Chul-Jin;Han, Kee-Soo;Lee, Cheol-Sin;Kim, Hee-Cheol;Lee, Sang-Keun
한국원자력학회:학술대회논문집
/
한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
/
pp.745-750
/
1996
An analysis of a loss of residual heat removal system (RHRS) event during midloop operation after reactor shutdown was performed using the RELAP5/MOD3 thermal-hydraulic computer code. The experimental data of a 5% cold leg break test conducted at the ROSA-IV Large Scale Test Facility (LSTF) to simulate a main coolant pump shaft seal removal event during midloop operation of a Westinghouse-type PWR were used in the analysis. The predicted core boiling time and the peak primary system pressure showed good agreements with the measured data. Some differences between the calculational results and the experimental results were, however, found in areas of the timing of loop seal clearing and the temperature distribution in a pressurizer. Other calculational problems identified were discussed as well.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.