• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.104.1-104.1
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• 2005

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권4호
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• pp.302-316
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• 1985

TMI와 월성 사고 이후 PORV를 통한 Small LOCA는 원자력 발전소 리스크의 중요한 요소로 부각되었다. 본 논문에서는 이 계통을 통한 Pressurizer Surveillance System의 설제와 그에 따른 영향을 확률론적 리스크 평가(PBA) 방법으로 해석하였다. 마이크로 컴퓨터는 계통의 고장(Malfunction)을 공정 확인 방법(Process Checking Method)으로 진단하고 그 진단에 따른 후속 동작(Backup Action)을 자동으로 수행한다. 이러한 개선에 따라 운전원의 빠르고 정확한 판단이 어려웠던 “Spurious Opening”, “Fail to Reclose” 및 “Small Break LOCA” 등의 진상(Symptom) 이 정확히 진단되고, 후속 동작의 자동화로 인하여 인간 실수 확률이 기계적 실수 확률로 감소하게 되었다. 결국. 이러한 개선은 계통의 신뢰도 증가로 Small LOCA 확률의 감소를 가져다 준다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권2호
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• pp.97-106
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• 1986

1981년 6일 9일 원자력 1호기에서 발생한 77.5% 출력상태에서의 외부전원상실사고를 열, 수력학적최적계산용 코드인 RELAP5/MODl/NSC를 사용하여 모의하였으며 해석결과는 발전소 실측자료와 잘 일치하였다. 원자로 냉각재펌프의 트립에 따른 flow coastdown후에 hot-cold leg온도차에 의하여 자연순환 유동이 형성됨이 확인되었으며 실측자료와 잘 일치하여 이와 관련된 전산코드의 열수력학 적모델의 타당성을 입증할 수 있었다. 또한 위의 사고전개가 정상운전상태인 전출력(100%)에서 재발하였을 경우를 가정하여 해석하였다. 이러한 해석을 통하여 보조급수의 공급과 더불어 증기발생기 PORV의 적절한 작동으로 원자력 1호기 노심잔열을 제거하여 안전성에 문제점을 야기하지 않음을 입증하였다. 최적 계산방법에 의한 사고해석에서는 turbine stop valve 작동시간, 증기 발생기 PORV 설정치 등 non-safety 관련요소들의 특성에 대한 정화한 모의가 필수적이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
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• pp.416-417
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.369-375
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• 1996

가압경수로의 기동과 냉각시 발생할 수 있는 저온과압사고는 원자로 압력용기의 취성파괴를 유발할 위험이 있다. 따라서 발전소는 저온과압을 방지하기 위해 기술지침서의 온도-압력 곡선을 토대로 운전온도에 따른 압력경계를 제한하고 있으며, 과압방지설비로 가압기 PORV나 잔열제거계통의 방출밸브를 갖추고 있다. 미 NRC에서는 GL90-06을 통해 저온과압사고에 대한 안전성 분석을 권고하고 있으며, 이에 따른 표준 기술 지침서를 제시하였다. 국내 가동 원자력발전소중 영광 3,4호기 이후에는 설계시 이를 반영하였으나, 타 발전소에는 반영되질 않았다. 이 논문에서는 이들 운전중인 가압경수로의 저온과압사고에 대한 안전성 분석을 수행하기 위해 개발한 안전성 평가 방법을 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권3호
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• pp.812-824
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• 2021

In order to reduce risks from the Steam Generator Tube Rupture (SGTR) accident and to meet safety targets, various measures have been analyzed to minimize the amount of fission product (FP) release. In this paper, we propose an introduction of a Containment Filtered Venting System (CFVS) connected to the steam generator secondary side, which can reduce the amount of FP release while minimizing adverse effects identified in the previous studies. In order to compare the effect of new equipment with the existing strategy, accident simulations using MELCOR were performed. As a result of simulations, it is confirmed that CFVS operation lowers FP release into the environment, and the release fractions are lower (minimum 0.6% of the initial inventory for Cs) than that of the strategy which intends to depressurize the primary system directly (minimum 15.2% for Cs). The sensitivity analyses identify that refill of the CFVS vessel is a dominant contributor reducing the amount of FP released. As the new strategy has the possibility of hydrogen combustion and detonation in CFVS, the installation of an igniter inside the CFVS vessel may be considered in reducing such hydrogen risk.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.37-50
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• 1993

완전급수상실사고 및 복구가정의 사고전개와 열수력학적 거동을 평가하기 위해 RELAP5/MOD3 계산을 수행하고 LOFT L9-l/L3-3 실험 결과와 비교하였다. 또한 본 사고의 주요 열수력 현상에 대한 코드의 예측도를 평가하였다. 본 연구의 결과로서 가압기 수위가 만수위에 도달할 때까지 살수를 이용한 압력 제어, 가압기 압력방출 밸브를 통한 가압방지, 증기발생기 재충수에 의한 이차측 열제거 능력의 재확보, 지속적인 자연순환에 의한 효과적인 일차계통의 냉각등이 이루어 질 수 있고 이 과정중 노심노출은 나타나지 않음이 밝혀졌다. 또한 현재의 현상-중심 비상운전절차서 특히 과압방지성능 및 증기발생기 회복절차 등의 유효성을 입증하기 위해서는 발전소 고유한 평가가 필요함이 밝혀졌다.