• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3787-3800
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• 2023

Reactivity Initiated Accident (RIA) scenarios require special attention using advanced simulation techniques due to their complexity and importance for nuclear power plant (NPP) safety. While the conservative approach has traditionally been used for safety analysis, it may lead to unrealistic results which calls for the use of best estimate plus uncertainty (BEPU) approach, especially with the current advances in computational power which makes the BEPU analysis feasible. In this work an Uncontrolled Control Element Assembly (CEA) Withdrawal at Full Power accident scenario is analyzed using the BEPU approach by loosely coupling the thermal hydraulics best-estimate system code (RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4) to the statistical analysis software (DAKOTA) using a Python interface. Results from the BEPU analysis indicate that a realistic treatment of the accident scenario yields a larger safety margin and is therefore encouraged for accident analysis as it may enable more economic and flexible operation.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권1호
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• pp.1-7
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• 2009

본 논문은 국내에서 가동되고 있는 3개 로형의 원자로 냉각재로부터 유기 및 무기 $^{14}C$의 특성을 평가하는데 초점을 맞추었다. 주목적은 국내 원전 부지에서 환경으로 방출되는 $^{14}C$에 대한 신뢰할 만 한 특성을 평가하는데 있다. $^{14}C$는 방사성핵종 인벤토리 중 가장 중요한 핵종중의 하나로서 처분장에서의 방출 시나리오에서 가장 중요한 선량 기여 핵종중의 하나이다. $^{14}C$는 반감기가 5,730 년인 순수 베타방출체로써 환경으로의 이동성이 높을 뿐 아니라 생물학적인 유용성이 높다. 최근의 연구결과에 의하면, 유기화합물 형태의 $^{14}C$는 환원환경 하에서 원자로 냉각재내에서 주종을 이루고 있는 것으로 밝혀졌으며 그 외의 유기화합물인 formaldehyde, formic acid 및 acetate도 함께 형성되는 것으로 알려졌다. 그러나 정지화학 처 리 기간인 산성 산화환경 하에서는 산화성 탄소형태로 바뀌면서 $^{14}CO_2$나 $H^{14}CO_3^-$형으로 바뀌어 지는 것으로 나타났다. 본 연구에서는 원자력발전소의 다양한 처리계통의 시료에 대해 유기 및 무기화학형의 $^{14}C$ 농도를 측정, 평가하였다 원자로 계통 내에서의 $^{14}C$ 인벤토리는 약 3.1 GBq/kg로 나타났으며 냉각재 계통 내에서는 주로 유기화학형 이 주종을 이루고 있었으며 무기화학형은 10% 이내인 것으로 나타났다 용액중의 $^{14}C$ 측정은 기상과 액상으로 분리하여 분석하였다. 정상 운전 중에는 유기화학형의 $^{14}C$가 주종을 이루고 있지만 발전소의 배기구를 통해 방출되는 $^{14}C$의 화학형은 온도, pH, 체적제어탱크의 방출 및 정지화학 처리에 따라 화학형이 달라지고 있는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.331-337
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• 2018

원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다. 본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 $1.0{\times}10^1{\sim}1.0{\times}10^2Bq$ 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.91-100
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• 2016

경수로 원전을 대상으로 원전 내 방사화 대상 물질인 스테인리스강, 탄소강 및 콘크리트의 불순물 정보 적용여부에 따른 방사화 핵종 재고량을 계산하였다. 본 연구에서 탄소강은 압력용기 물질에 사용되었고, 스테인리스강은 압력용기 내부 물질에 사용되었으며, 일반 콘크리트가 생체 차폐체에 사용되었다. 금속 물질에 대해서는 참고자료 1개의 불순물 함량 정보를 적용하였고, 콘크리트 물질에서는 참고자료 5개의 불순물 함량 정보를 적용하여 평가를 수행하였다. 방사화 핵종 재고량 전산해석 시 중성자속 계산에는 MCNP 전산코드를, 방사화 계산에는 FISPACT 전산코드를 각각 사용하였다. 계산 결과, 금속 물질에서 불순물을 포함한 경우가 그렇지 않은 경우보다 비방사능이 2배 이상 높았으며, 특히 콘크리트에서는 불순물을 포함한 경우가 그렇지 않은 경우보다 최대 30배 이상 비방사능이 높게 계산되었다. 방사화 핵종의 생성반응과 재고량을 분석한 결과, 금속 구조물에서는 불순물 중 Co원소와 중성자에 의해 생성되는 방사화 핵종인 Co-60이, 콘크리트에서는 불순물 중 Co, Eu 원소와 중성자에 의해 생성되는 방사화 핵종인Co-60, Eu-152, Eu-154 이 방사성폐기물 준위 결정에 큰 영향을 미치고 있음을 확인하였다. 본 연구의 결과는 원전 해체 계획 수립 시 방사화 핵종 재고량 평가 및 규제에 활용될 수 있을 뿐 아니라, 해체를 고려한 원전 또는 원자력시설의 설계 단계에서도 참고자료로 활용 될 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권3호
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• pp.141-154
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• 1984

고리 1호기의 소형파단냉각재 상실사고에 의해 개시된 중대사고 유형과 그 현상에 대할 분석이 제시되었다. 본 해석에서는 KAERI에서 기존 전산코드의 수정.보완된 MARCH 전산코드가 사용되었다. 특히 고리 1호기의 소형파단 LOCA 해석시 수소 거동과 중기과압에 대한 평가 및 그 응답성에 중점을 두고 검토되었으며, 2-loop 발전소 데이타 분석 및 debris-Water 상호작용 모델에 대한 비교 분석이 수행되었다. 제 1부 중대 사고유형 분석결과, 저농도에서 H$_2$ burning이 이루어지는 경우 계속적인 수소 생성으로 인해 반복 수소 spike가 야기 되나, 격납용기 설계압력치 보다낮게 예측되었다. 또한 debris/water 상호작용시 core debris의 입자크기는 첨두압력의 크기에 미치는 영향은 미세하나 첨두압력의 발생시점은 dryout모델사용에 의해서 상당히 지연시키게 되었다. 완전한 노심용융 사고시 수소연소와 증기과압으로부터 예측된 격납용기 최대압력은 격납용기 건전성에 심각한 위협을 초래하지 않는 것으로 나타났다.

• Corrosion Science and Technology
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• 제12권5호
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• pp.227-232
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• 2013

A number of components installed in the secondary system of nuclear power plants are exposed to aging mechanisms such as FAC (Flow-Accelerated Corrosion), Cavitation, Flashing, and LDIE (Liquid Droplet Impingement Erosion). Those aging mechanisms can lead to thinning of the components. In April 2013, one (1) inch small bore piping branched from the main steam line experienced leakage resulting from wall thinning in a 1,000 MWe Korean PWR nuclear power plant. During the normal operation, extracted steam from the main steam line goes to condenser through the small bore piping. The leak occurred in the downstream of an orifice. A control valve with vertical flow path was placed on in front of the orifice. This paper deals with UT (Ultrasonic Test) thickness data, SEM images, and numerical simulation results in order to analyze the extent of damage and the cause of leakage in the small bore piping. As a result, it is concluded that the main cause of the small bore pipe wall thinning is liquid droplet impingement erosion. Moreover, it is observed that the leak occurred at the reattachment point of the vortex flow in the downstream side of the orifice.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제35권5호
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• pp.399-411
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• 2003

A model predictive control method is applied to design an automatic controller for thermal power control in a reactor core. The basic concept of the model predictive control is to solve an optimization problem for a finite future at current time and to implement as the current control input only the first optimal control input among the solutions of the finite time steps. At the next time step, the second optimal control input is not implemented and the procedure to solve the optimization problem is then repeated. The objectives of the proposed model predictive controller are to minimize the difference between the output and the desired output and the variation of the control rod position. The nonlinear PWR plant model (a nonlinear point kinetics equation with six delayed neutron groups and the lumped thermal-hydraulic balance equations) is used to verify the proposed controller of reactor power. And a controller design model used for designing the model predictive controller is obtained by applying a parameter estimation algorithm at an initial stage. From results of numerical simulation to check the controllability of the proposed controller at the $5\%/min$ ramp increase or decrease of a desired load and its $10\%$ step increase or decrease which are design requirements, the performances of this controller are proved to be excellent.

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
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• 유체기계공업학회 2002년도 유체기계 연구개발 발표회 논문집
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• pp.493-498
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• 2002

The letdown system of pressurized water reactor (PWR) nuclear fewer plants had experienced instabilities in letdown system due to unacceptable flow characteristics of control valves. The Korean Standard Nuclear Power Plants (KSNPs) have three flow paths in parallel for letdown new control. Each flow path consists of two offices and one isolation valve. This study evaluates the effect of orifice arrangement and valve stroke time of letdown isolation valve on the system transients because sudden flow changes due to valve actuation can generate high pressure peaks in letdown line. A pressure transient analysis has been preformed to evaluate the impact of dynamic transients. This analysis uses MMS which is a simulation code developed by EPRI based on the method of characteristics. The result shows that the pressure peak is reduced in the continuous arrangement but negligible. Additionally, it shows that the stroke time of linear type flog valve greater than 15 seconds can give more stable performance.

• Journal of Mechanical Science and Technology
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• 제14권8호
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• pp.816-822
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• 2000

In the core of the nuclear power plant of PWR, several cases of fuel failure by unknown causes have been experienced for various fuel types. From the common features of the failure pattern, failure lead time, flow conditions, and flow induced vibration characteristics in nuclear fuel bundles, it is deduced that the fretting wear failure of the fuel rod at the spacer grid position is due to the fluidelastic vibration. In the past, fluidelastic vibration was simulated by quasi -static semi-analytical model, so called the static model, which could not account for the interaction between the rods within a bundle. To overcome this defect and to provide for more flexibilities applicable to the fuel bundle, Tanaka's unsteady model was modified to accomodate the geometrical differences and governing parameter changes during the operations such as the number of rods, pitch to diameter ratio (P/D), spring force, damping coefficient, etc. The critical velocity was calculated by solving the governing equations with the MATLAB code. A comparison between the estimated critical velocity and the test result shows a good agreement. Finally, the level of decrease of the critical velocity due to the reduction in the spring force and reduced damping coefficient due to the radiation exposure is also estimated.

• 대한기계학회논문집B
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• 제24권11호
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• pp.1447-1456
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• 2000

Simulated experiments of high pressure melt ejection(HPME) are performed to measure the released fraction of corium simulant from the French type PWR cavity. The experiments are carried out on a 1/20th linear scaled model of the Ulchin 1&2 cavity. Water or woods metal and nitrogen is used as simulant of molten corium and steam, respectively. Experimental parameters are water mass, annulus area and breach size. It is shown that only breach size effects is very important while the mass and the annulus area do not affect the released fraction. It is found that the liquid film transport is much more dominant mechanism than the entrainment droplet transport, especially in linear scale down simulated HPME experiment.