• Nuclear Engineering and Technology
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• 제36권1호
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• pp.112-120
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• 2004

The purpose of this paper is to analyze the piping failure frequency for the main feedwater system in domestic nuclear power plants(NPPs) for the application to an in-service inspection(ISI), leak before break(LBB) concept, aging management program(AMP), and probabilistic safety analysis(PSA). First, a database was developed for piping failure events in domestic NPPs, and 23 domestic piping failure events were collected. Among the 23 events, 12 locations of wall thinning due to flow accelerated corrosion(FAC) were identified in the main feedwater system in 4 domestic WH 3-loop NPPs. Two types of the piping failure frequency such as the damage frequency and rupture frequency were considered in this study. The damage frequency was calculated from both the plant population data and damage(s) including crack, wall thinning, leak, and/or rupture, while the rupture frequency was estimated by using both the well-known Jeffreys method and a new method considering the degradation due to FAC. The results showed that the damage frequencies based on the number of the base metal piping susceptible to FAC ranged from $1.26{\times}10^{-3}/cr.yr\;to\;3.91{\times}10^{-3}/cr.yr$ for the main feedwater system of domestic WH 3-loop NPPs. The rupture frequencies obtained from the Jeffreys method for the main feedwater system were $1.01{\times}10^{-2}/cr.yr\;and\;4.54{\times}10^{-3}/cr.yr$ for the domestic WH 3-loop NPPs and all the other domestic PWR NPPs respectively, while those from the new method considering the degradation were higher than those from the Jeffreys method by about an order of one.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권1호
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• pp.1-11
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• 1989

원자로 정지동안에도, 잔열제거계통은 그 기능이 계속 유지되어야 하나, 실제로 가압 경수로에서 냉각상실고가 많이 발생되어 있다. 본 논문은 원자로 정지중의 냉각기능상실을 예방하고, 또한 냉각기능상실로 인한 노심손상의 중대성을 완화시키기 위한 대책을 강구하기 위한 시도로서, 전형적인 가압경수로에 대한 사고/고장 수목과 운전원실수 확률을 위한 HCR 모델, 초기 사상의 빈도를 위한 2단계 bayesian 방법 및 고장난 계통의 회복 활률을 위한 계단함수 모델 등을 이용한 원자로 정지 위해도 모델을 개발하여, 잔열제거계통의 신뢰도를 분석하였다. 그 결과는 원자로가 정지 중일 때의 위해도가 운전중일 때 이것에 비해 별로 낮지 않은 것으로 나타났으며, 몇 가지의 설계개선을 통하여 냉각기능상실로 인한 노심 손상확률을 상당히 낮출 수 있는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권7호
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• pp.838-848
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• 2015

One of the most important operations in nuclear power plants is load following, in which an imbalance of axial power distribution induces xenon oscillations. These oscillations must be maintained within acceptable limits otherwise the nuclear power plant could become unstable. Therefore, bounded xenon oscillation is considered to be a constraint for the load following operation. In this paper, the design of a sliding mode control (SMC), which is a robust nonlinear controller, is presented.SMCis ameansto control pressurized water nuclear reactor (PWR) power for the load following operation problem in a way that ensures xenon oscillations are kept bounded within acceptable limits. The proposed controller uses constant axial offset (AO) strategy to ensure xenon oscillations remain bounded. The constant AO is a robust state constraint for the load following problem. The reactor core is simulated based on the two-point nuclear reactor model with a three delayed neutron groups. The stability analysis is given by means of the Lyapunov approach, thus the control system is guaranteed to be stable within a large range. The employed method is easy to implement in practical applications and moreover, the SMC exhibits the desired dynamic properties during the entire output-tracking process independent of perturbations. Simulation results are presented to demonstrate the effectiveness of the proposed controller in terms of performance, robustness, and stability. Results show that the proposed controller for the load following operation is so effective that the xenon oscillations are kept bounded in the given region.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 추계학술논문요약집
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• pp.104-104
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• 2018

Kori Unit 1 is the first permanent shutdown nuclear power plant in Korea and it is on June 18th, 2017. Spent fuel assemblies began to be discharged from the reactor core to the spent fuel pool(SFP) within one week after shutdown of Kori unit 1 and the campaign was completed on June 27th, 2017. The total number of spent nuclear fuel assemblies in SFP of Kori Unit-1 is 485 and their discharging date is different respectively. So, decay heat was evaluated considering the actual enrichment, operation history and cooling time of the spent fuel assemblies stored in SFP of the Kori Unit-1. The code used in the evaluation is the ORIGEN-based CAREPOOL system developed by KHNP. Decay heat calculation of PWR fuel is based on ANSI/ANS 5.1-2005, "Decay heat power in light water reactors" and ISO-10645, "Nuclear energy - Light water reactors - Calculation of the decay heat power in nuclear fuels. Also, we considered the contribution of fission products, actinide nuclides, neutron capture and radioactive material in decay heat calculation. CAREPOOL system calculates the individual and total decay heat of all of the spent fuel assemblies in SFP of Kori Unit-1. As a result, the total decay heat generated in SFP on June 28th, 2017 when the spent fuel assemblies were discharged from the reactor core, is estimated to be about 4,185.8 kw and to be about 609.5 kw on September 1st, 2018. It was also estimated that 119.6 kw is generated in 2050 when it is 32 years after the permanent shutdown. Figure 1 shows the trend of total decay heat in SFP of Kori Unit-1.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권9호
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• pp.3423-3440
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• 2023

In this work, a multivariate time-series machine learning meta-model is developed to predict the transient response of a typical nuclear power plant (NPP) undergoing a steam generator tube rupture (SGTR). The model employs Recurrent Neural Networks (RNNs), including the Long Short-Term Memory (LSTM), Gated Recurrent Unit (GRU), and a hybrid CNN-LSTM model. To address the uncertainty inherent in such predictions, a Bayesian Neural Network (BNN) was implemented. The models were trained using a database generated by the Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology; coupling the thermal hydraulics code, RELAP5/SCDAP/MOD3.4 to the statistical tool, DAKOTA, to predict the variation in system response under various operational and phenomenological uncertainties. The RNN models successfully captures the underlying characteristics of the data with reasonable accuracy, and the BNN-LSTM approach offers an additional layer of insight into the level of uncertainty associated with the predictions. The results demonstrate that LSTM outperforms GRU, while the hybrid CNN-LSTM model is computationally the most efficient. This study aims to gain a better understanding of the capabilities and limitations of machine learning models in the context of nuclear safety. By expanding the application of ML models to more severe accident scenarios, where operators are under extreme stress and prone to errors, ML models can provide valuable support and act as expert systems to assist in decision-making while minimizing the chances of human error.

• 한국표면공학회지
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• 제56권6호
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• pp.401-411
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• 2023

This study investigates the synthesis, characterization, and application of zinc oxide (ZnO) nanoparticles for corrosion resistance and stress corrosion cracking (SCC) mitigation in high-temperature and high-pressure environments. The ZnO nanoparticles are synthesized using plasma discharge in water, resulting in rod-shaped particles with a hexagonal crystal structure. The ZnO nanoparticles are applied to Alloy 600 tubes in simulated nuclear power plant atmospheres to evaluate their effectiveness. X-ray diffraction and X-ray photoelectron spectroscopy analysis reveals the formation of thermodynamically stable ZnCr₂O₄and ZnFe₂O₄ spinel phases with a depth of approximately 35 nm on the surface after 240 hours of treatment. Stress corrosion cracking (SCC) mitigation experiments reveal that ZnO treatment enhances thermal and mechanical stability. The ZnO-treated specimens exhibit increased maximum temperature tolerance up to 310 ℃ and higher-pressure resistance up to 60 bar compared to non-treated ZnO samples. Measurements of crack length indicate reduced crack propagation in ZnO-treated specimens. The formation of thermodynamically stable Zn spinel structures on the surface of Alloy 600 and the subsequent improvements in surface properties contribute to the enhanced durability and performance of the material in challenging high-temperature and high-pressure environments. These findings have significant implications for the development of corrosion-resistant materials and the mitigation of stress corrosion cracking in various industries.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제10권12호
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• pp.3748-3754
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• 2009

원자력발전소에서 냉각재상실사고이후 원자로건물집수조 여과기에서 화학적 영향에 의한 수두손실 변화를 관찰하기 위하여 시험장치에서 단기살수조건, 장기살수조건, 및 화학적 영향을 주는 물질이 없는 조건에 대해 30일 동안 종합적인 수두손실 시험을 수행하였다. 시험결과는 수두손실이 살수조건에 따라 노출된 화학적 영향을 주는 물질의 양에 크게 의존함을 보였다. 시험종료후 수거된 침전물의 XRD 분석은 침전물이 주로 인산화합물임을 보였다. 수두손실과 용해된 화학종의 비교결과는 화학적 영향을 주는 물질 중에서 Al과 Zn의 부식이 시험 초기에 높은 수두 손실 증가율의 원인이 됨을 보였다. 금속 시편에 부동피막이 형성된 이후에 수두손실 증가율은 감소하지만 지속적으로 수두손실이 증가하는 현상은 NUKON 및 콘크리트에서 침출반응에 의해 발생하는 Si, Mg, 및 Ca이 침전물을 형성하는 반응에 기인함을 보였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.287-297
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• 2014

사용후핵연료 또는 고준위폐기물의 안전한 처분을 위하여 지난 수십 년 동안 많은 나라들이 다양한 처분대안을 연구하여 왔다. 본 논문에서는 심지층처분기술에 있어서 사용후핵연료를 직접 처분하는 방안으로서 처분효율 향상을 위한 다양한 방안 중의 하나로 고려할 수 있는 PWR 사용후핵연료 집합체를 해체하여 연료봉을 밀집한 경우에 대한 처분 효율을 분석하였다. 이를 위하여, 우선 사용후핵연료 연료봉 밀집개념과 관련 처분용기 및 심지층처분 개념을 설정하였다. 이 개념에 근거하여 심지층 처분시스템의 공학적방벽 설계에 있어서 가장 중요한 요건인 완충재의 온도 제한요건을 만족시키는지 여부를 확인하기 위하여 각 처분개념 별로 열해석을 수행하였다. 그리고, 처분공 간격, 처분터널 간격 및 처분용기 열발산 면적에 따른 열해석 결과를 바탕으로, 단위처분면적 관점에서의 처분효율을 비교/분석하고 평가하였다. 또한, 사용후핵연료봉을 밀집시킨 경우에 있어서 냉각기간에 따른 처분개념을 분석하였다. 분석결과에 따르면 사용후핵연료봉을 밀집하여 심지층처분하는 경우 처분효율 측면에서 불리한 것으로 판단되었다. 다만, 사용후핵연료의 냉각기간을 70년 이상으로 장기화 할 경우 처분효율은 향상될 것으로 예상되지만, 사용후핵연료의 내구성 및 장기저장에 따른 조건 등 추가적인 분석이 필요하다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권4호
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• pp.391-402
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• 2017

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생된 사용후핵연료를 건식으로 저장할 수 있는 콘크리트 용기를 개발하였다. 본 저장용기는 사용후핵연료가 건식환경에서 장기간 저장되는 동안 용기 및 사용후핵연료의 건전성이 유지되며, 방사선량률이 저장시설의 설계기준을 초과하지 않도록 설계되어야 한다. 특히, 저장시설은 정상 및 사고조건에서 적절한 방사선 방호를 위한 차폐설계가 이루어져야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 미국 10CFR72 및 10CFR20의 기술기준과 NRC의 표준 심사지침 NUREG-1536에서 제시한 평가방법에 따라 건식저장조건하에서 단일 콘크리트용기 및 $2{\times}10$ 용기배열조건의 선량율을 평가하였다. 평가결과, 일반인에 대한 연간선량 한도인 0.25 mSv를 만족하는 통제구역 경계까지의 거리는 약 230 m로 도출되었다. 콘크리트 저장용기의 설계사고는 $2{\times}10$ 배열의 저장시설에서 한 개의 저장용기가 이송 중 전도사고가 발생하여 용기의 바닥면이 통제구역 경계로 향하는 상황으로 가정하였다. 전도된 저장용기의 바닥면으로 부터 100 m 및 230 m 지점에서 각각 12.81 mSv 및 1.28 mSv로 평가되었다. 본 연구를 통해 건식저장조건에서 콘크리트 저장용기 및 저장시설은 적절하게 평가된 통제구역경계까지의 거리가 확보된다면 방사선적 안전성이 유지됨을 확인할 수 있었다. 본 평가결과만으로 건식환경의 저장용기(시설) 설계에 직접 적용하기는 어렵겠으나, 향후 '국가 고준위폐기물 관리 전략'에 근거한 원전내 저장시설 또는 중간저장 시설의 설계 및 운영에 유용한 자료가 될 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권2호
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• pp.137-149
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• 1996

본 연구는 불란서 CEA에서 수행한 부분충수 운전 중 잔열제거계통 기능 상실사고 실험인 BETHSY 실험 6.9c를 CATHARE2 코드를 이용하여 분석하였다. BETHSY 6.9c 실험은 잔열제거 계통 기능상 실시 가압기와 중기발생기 출구공동의 Manway를 통해 노심에서 발생한 증기를 제거하여 계통의 가압 정도를 시험한 것이다. 연구의 주요목적은 사고발생시 예상되는 주요 물리적 현상의 이해와 과도기에 영향을 미치는 민감 변수를 확인하고 CATHARE2 코드의 예측능력을 평가하여, 실제원전의 유사사고 해석에 대한 신뢰성을 확보하는 것이다. 연구결과 CATHARE2 코드는 실험을 통해 관측된 주요 물리적 현상들을 타당하게 예측하였으나, 가압기와 밀림관의 DP를 과대 예측하여 원자로 상부공동의 최대압력을 실험보다 약 7kPa 높게 예측하였다. 노심 노출시간도 노심에서 기포율 분포를 비현실적으로 예측하여 실험보다 약 500초 지연되었다. 실험과 코드의 모의결과를 통하여 노심 노출은 중력주입에 의한 냉각수 보충만으로 충분히 회복될 수 있음을 확인하였다. CATHARE2 코드는 비록 상세한 현상들에 대해 다소 불화실성을 내포하였으나, 전반적인 거동분석에는 타당한 것으로 판단된다.