• 제목/요약/키워드: Pressurized Water

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가압경수로의 저수위 운전시 잔열제거계통 상실사고에 대한 분석 (An Analysis of the Loss of Residual Heat Removal System Event for Pressurized Water Reactor at Reduced Inventory Operation)

  • Han, Kee-Soo;Song, Jin-Ho
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제27권5호
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    • pp.645-660
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    • 1995
  • 표준원전을 대상으로하여 저수위 운전시의 잔열제거제통상실사고를 RELAP5/MOD3 및 RELAP5/MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석하였다. 증기발생기가 이용가능할 때 원자로냉각재계통에 배기 경로가 없는 경우와 배기경로가 있는 경우에 대하여 분석을 수행하였다. 배기경로가 없는 경우에 대해 RELAP5 /MOD3 전산프로그램과 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램으로 비교 분석을 수행하였다. 분석 결과 두 전산프로그램의 계산결과는 정성적인 면 뿐 아니라 정량적 인면도 비교적 잘 일치하였다. 그러나 계산결과로부터 RELAP5 /MOD3의 경우에는 벽 열전달모델의 결함이 발견되어 배기경로가 있는 경우에 대해서는 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로정지후 하루가 지났을때 배기경로가 없는 경우에는 두개의 증기발생기로도 잔열이 충분히 제거되지 않아 원자로계통의 압력이 지속적으로 증가하여 사고개시 후4,000초 정도에 원자로계통의 임시밀봉재의 설계압력인 0.24MPa에 도달하였다. 가압기 안전밸브 용량의 세배정도 크기의 배기경로가 있는 경우에는 10,000 초가 지나도 원자로냉자재계통의 압력이 0.24 MPa에 도달하지 않았으며 노심노출이 초래되지 않았다. 분석결과의 상세한 검토를 통해서 저수위 운전시 잔열제거능력 상실사고가 발생하였을 경우 REL-AP5/MOD3.1을 이용한 사고해석 방법론의 타당성을 제안하였으며 또한 적절한 배기용량을 산정하기 위한 자료를 제공하였다.

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TP304계 고질소 스테인레스강의 단조특성과 냉간압연 모사 (Forged Product Characteristic and Cold Rolling Simulation for High-Nitrogen Stainless Steel (HNS))

  • 이명열;이종욱;김병구;김영득;신종호
    • 한국소성가공학회:학술대회논문집
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    • 한국소성가공학회 2009년도 춘계학술대회 논문집
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    • pp.310-313
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    • 2009
  • 오스테나이트계 고질소 스테인레스강 4 가지 후보강종인 HNS C1, C2, C3, C4에 대해 질소함량, 가압조건 따른 단조재와 온도 및 동일한 가압조건에서 Ni 합금원소 첨가유무에 따른 용체화 처리재(HNS C1, C3)의 물성평가와 실제 냉연 공정의 pass schedule 검증을 위한 모사실험을 통해 다음과 같이 요약 하였다. 1) 가압증가에 따른 질소함량의 증가로 강도 및 경도가 동시 상승하며, 결정립의 미세화 및 기계적 쌍정 발생이 많았다. 동일한 가압조건에서 Ni 첨가된 HNS C3가 Ni 미첨가한 HNS C1 보다 강도-연성 조합평가에서 열/냉간 가공성 등의 특성이 우수하였다. 2) 고질소강 스테인레스강의 적정한 용체화 처리온도 범위는 상용화된 AIS1304와 유사한 $1050^{\circ}C{\sim}1100^{\circ}C$이며, 용체화처리 후냉각방법의 변경(수냉과 공냉)에 따른 경도의 편차는 없었다. 냉연 pass schedule 검증을 위한 모사실험에서 초기 압연의 최적조건은 roll 속도 5mpm, pass당 압연율 $15{\sim}17%$였다.

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PWR 사용후핵연료 중간저장시설의 몬테칼로 차폐해석 방법에 대한 계산효율성 개선방안 연구 (Development for Improvement Methodology of Radiation Shielding Evaluation Efficiency about PWR SNF Interim Storage Facility)

  • 김태만;서명환;조천형;차길용;김순영
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제40권2호
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    • pp.92-100
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    • 2015
  • 경수로 사용후핵연료 건식 중간저장시설의 방사선영향평가 효율성 개선을 목적으로 '선원항 지정방법에 따른 민감도 평가', '2-Step 계산'기법 개발 및 '냉각기간 이득효과' 적용에 따른 방사선 영향평가를 수행하였다. 본 연구에서는 저장건물의 용기배열 순서에 따라 순차적으로 선원항을 지정하여 직접선량에 미치는 민감도를 평가하였으며, 차폐건물 외벽에서의 방사선량은 내벽과 인접한 최근접 2개 열에 의한 영향이 지배적임을 확인하였다. 또한, 저장시설에 차폐 건물이 도입될 경우, 막대한 전산해석 시간을 감소시키기 위해 '2-Step 계산'기법을 수립하여 평가한 결과는 절반가량의 해석시간으로 직접(1-Step) 계산결과와 유사한 결과를 도출하였다. 마지막으로, 저장시설에 순차적으로 저장되는 저장용기의 보관기간을 사용후핵연료의 실제 냉각기간을 적용하면 건물 외벽에서의 방사선량이 냉각기간을 모두 동일하게 설정한 계산값에 비해 40% 정도 낮게 평가됨을 확인하였다. 본 연구는 중간저장시설의 방사선 영향평가를 위한 몬테칼로 차폐해석 방법의 효율성을 향상시키고자 수행되었으며, 좀 더 다양한 사례에 대한 평가를 통하여 신뢰성을 향상시킨다면 저장시설의 설계 및 부지경계 기준설정에 활용할 수 있을 것이다.

메탄/프로판 포접 하이드레이트 결정의 성장 특성 (Morphology of Methane/Propane Clathrate Hydrate Crystal)

  • 이주동;;윤용석;송명호
    • Korean Chemical Engineering Research
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    • 제45권4호
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    • pp.400-409
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    • 2007
  • 메탄/프로판 혼합기체의 포접 하이드레이트를 다양한 과냉 조건 하에서 생성시키며 결정의 성장 특성을 연구하였다. 먼저 내압 용기를 물과 고압의 혼합기체로 충진하고 충분히 교반하여 용액을 포화시킨 후, 내부 온도를 하이드레이트 생성온도 이하로 급격히 떨어뜨리고 이후에는 일정하게 유지하며 하이드레이트 결정의 핵생성, 이동, 성장 및 간섭을 현미경을 통하여 관찰하였다. 수행한 모든 실험조건에서 하이드레이트의 생성은 기체와 액체의 상경계면에서 막의 형태로 시작되었으며, 이후 용기 하부에서 생성된 다수의 소결정들이 부상하여 일부는 막의 밑면에 부착하고 일부는 하이드레이트 막으로부터 자라는 결정과 간섭하며 아래 방향으로 성장하였다. 막 근처에서 성장하는 결정들은, 비교적 작은 과냉 조건에서는 다면 기둥의 형태를 가지며 과냉이 커짐에 따라 형상이 수지상(dendrite)으로 천이하고 성장속도는 증가하며 가지간격은 감소하였다. 액체 영역 내부에서 관찰 된 부유 결정(floating crystals)들은 팔면체, 삼각판 및 육각 판 등 다양한 형태를 보이며, 과냉이 작을수록 팔면체 형태가 지배적이었다. 과냉이 커짐에 따라 부유 결정 역시 수지상으로 천이하며 성장하였다. 상세한 하이드레이트 결정의 성장 특성을 과냉과 기억효과(memory effect; 하이드레이트가 분해된 후에도 액체에 물분자의 입체 그물 결합구조가 잔존하는 현상)가 미치는 영향을 중심으로 기술하였다.

비선형 유한요소 해석을 이용한 PWR 격납건물의 내압 취약도 평가 (Assessment of the Internal Pressure Fragility of the PWR Containment Building Using a Nonlinear Finite Element Analysis)

  • 함대기;박형규;최인길
    • 한국전산구조공학회논문집
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    • 제27권2호
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    • pp.103-111
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    • 2014
  • 본 연구에서는 비선형 유한요소 해석 기법을 적용한 격납건물의 내압취약도 평가를 수행하였다. 대상 구조물은 국내 대표적인 가압경수로형 원전 격납건물 중 하나로 하였다. 비선형 극한내압 해석을 위해 대규모 개구부를 고려한 격납건물의 3차원 유한요소 모델을 도출하였다. 재료 특성 및 구조적 성능에 내포된 불확실성을 고려하기 위하여 각 변수들의 변동성에 대한 극한내압 성능의 민감도 해석을 수행하였다. 민감도 해석 결과를 통해 확률론적 내압 취약도 평가를 위한 불확실성 변수 및 분포 특성을 도출하였다. 현재의 텐던 긴장력 상태를 고려하기 위하여 가동 중 검사 보고서에 기록된 텐던 긴장력 값을 중앙값으로 적용하였다. 누설(leak)과 파단(rupture)을 파괴모드로 정의하고, 각각에 대한 극한내압 취약도 평가를 위하여 한계상태를 정의하였다. 각 파괴모드에 대한 대상 격납건물의 내압취약도를 내압 성능 중앙값, 고신뢰도 저파괴확률 성능값, 신뢰도 수준에 따른 취약도 곡선을 통하여 제시하였다. 누설 및 파단 파괴모드에 대한 고신뢰도 저파괴확률값은 각각 0.7991 MPa, 0.8691 MPa로 평가되었다.

저출력 노물리 시험에서의 감마 Background의 영향에 관한 연구 (A Study on the Effect of Gamma Background in Low Power Startup Physics Tests)

  • Bae, Chang-Joon;Lee, Ki-Bog
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제25권3호
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    • pp.361-370
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    • 1993
  • 국내 가압 경수로는 핵연료 재장전후 해당 주기 노심핵설계의 타당성 및 안선 제한치의 만족 여부를 확인하기 위하여 저출력에서 노물리 시험을 수행한다. 그러나 고리 3호기 7주기를 포함한 일부 저출력 노물리 시험 중 step 반응도를 삽입한 후에도 반응도가 서서히 증가하는 기이한 현상이 나타났다. 이러한 현상은 시험시 중성자속 준위가 낮고 노외 핵계측기로 비보상형 전리함을 사용하기 때문에 감마 background가 존재하여 생기는 것이다. 이로 인해 노물리 시험 결과는 많은 오차를 포함할 수도 있는 것이다. 본 연구에서는 반응도가 증가하는 현상을 정량적으로 분석하고 기준 제어봉 제어능 측정 시험을 모사함으로써 노물리 시험 결과의 오차를 줄일 수 있는 방법을 제시하고 이후의 노물리 시험에 적용하여 확인하였다. 또한 감마 background 준위를 산정한 후 중성자속 준위를 조정하여 기준 제어봉 제어능 측정 시험을 통해 감마 background의 영향을 받지 않는 중성자속 준위를 결정하였다. 결정된 중성자속 준위는 핵가열이 발생하는 중성자속의 3/10이다. 이것은 기존의 상한치보다 3배 증가된 것이다. 이 결과는 고리 4호기 7주기 및 영광 1호기 7주기 노물리 시험에 성공적으로 적용되었다.

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수압파열시험 시 시료 탱크 내부 기포 제거를 위한 주입 노즐 및 내부 유속 연구 (A Study on Injection Nozzle and Internal Flow Velocity for Removing Air Bubbles inside the Sample Tanks during Hydraulic Rupture Test)

  • 이예승;양현석;정우철;이동훈;공만식
    • 한국가스학회지
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    • 제26권6호
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    • pp.9-15
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    • 2022
  • 사용 압력 범위에서 고압 수소 탱크의 내구성을 검증하기 위해서는 수압 파열 시험이 수행되어야 한다. 그런데 물의 초기 주입 과정에서 물과 공기의 상호작용에 의해 생성된 기포가 탱크 내벽에 부착되어 잔류할 경우, 가압된 탱크가 파열되는 과정에서 기포의 급격한 압력 변화로 인해 큰 충격과 소음이 유발된다. 따라서 본 연구에서는 단순화된 수식을 통하여 탱크 내벽에 잔류하는 기포를 제거하기 위해 필요한 유속을 예측하였으며, 수소 버스용수소 용기 형상을 기준으로 해당 유속을 유지하기 위한 주입 노즐의 형상을 결정하였다. 또한 입구 압력에 따른 유속 변화를 예측하기 위하여 수치 해석 모델의 개발이 수행되었고, 예측 결과의 타당성을 입증하기 위하여 모형 제작을 통한 실험이 수행되었다. 실험 결과, 탱크 벽면 근처의 유속은 해석모델 예측 값과 유사하게 나타났으며, 입구 압력이 1.5 ~ 5.5 bar 일 경우 제거 가능한 기포의 최소 크기는 약 2.2 ~ 4.6 mm로 예측되었다.

Analysis of activated colloidal crud in advanced and modular reactor under pump coastdown with kinetic corrosion

  • Khurram Mehboob;Yahya A. Al-Zahrani
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제54권12호
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    • pp.4571-4584
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    • 2022
  • The analysis of rapid flow transients in Reactor Coolant Pumps (RCP) is essential for a reactor safety study. An accurate and precise analysis of the RCP coastdown is necessary for the reactor design. The coastdown of RCP affects the coolant temperature and the colloidal crud in the primary coolant. A realistic and kinetic model has been used to investigate the behavior of activated colloidal crud in the primary coolant and steam generator that solves the pump speed analytically. The analytic solution of the non-dimensional flow rate has been determined by the energy ratio β. The kinetic energy of the coolant fluid and the kinetic energy stored in the rotating parts of a pump are two essential parameters in the form of β. Under normal operation, the pump's speed and moment of inertia are constant. However, in a coastdown situation, kinetic damping in the interval has been implemented. A dynamic model ACCP-SMART has been developed for System Integrated Modular and Advanced Reactor (SMART) to investigate the corrosion due to activated colloidal crud. The Fickian diffusion model has been implemented as the reference corrosion model for the constituent component of the primary loop of the SMART reactor. The activated colloidal crud activity in the primary coolant and steam generator of the SMART reactor has been studied for different equilibrium corrosion rates, linear increase in corrosion rate, and dynamic RCP coastdown situation energy ratio b. The coolant specific activity of SMART reactor equilibrium corrosion (4.0 mg s-1) has been found 9.63×10-3 µCi cm-3, 3.53×10-3 µC cm-3, 2.39×10-2 µC cm-3, 8.10×10-3 µC cm-3, 6.77× 10-3 µC cm-3, 4.95×10-4 µC cm-3, 1.19×10-3 µC cm-3, and 7.87×10-4 µC cm-3 for 24Na, 54Mn, 56Mn, 59Fe, 58Co, 60Co, 99Mo, and 51Cr which are 14.95%, 5.48%, 37.08%, 12.57%, 10.51%, 0.77%, 18.50%, and 0.12% respectively. For linear and exponential coastdown with a constant corrosion rate, the total coolant and steam generator activity approaches a higher saturation value than the normal values. The coolant and steam generator activity changes considerably with kinetic corrosion rate, equilibrium corrosion, growth of corrosion rate (ΔC/Δt), and RCP coastdown situations. The effect of the RCP coastdown on the specific activity of the steam generators is smeared by linearly rising corrosion rates, equilibrium corrosion, and rapid coasting down of the RCP. However, the time taken to reach the saturation activity is also influenced by the slope of corrosion rate, coastdown situation, equilibrium corrosion rate, and energy ratio β.

유기성 슬러지 반복 탈수에 의한 필터프레스 여과포 오염 특성 분석 및 초음파 세척 적용 평가 (Analysis of contamination characteristics of filter cloth in filter press by repeated dehydration of organic sludge and evaluation of ultrasonic cleaning application)

  • 김은주;정철진;김경우;송태규;한성국
    • 유기물자원화
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    • 제32권2호
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    • pp.15-25
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    • 2024
  • 본 연구에서는 하수슬러지 필터프레스 공정에서 발생하는 오염 여과포에 대하여 가압수 및 초음파 세척에 대한 재생효율을 평가하였다. 이를 위하여 3톤 규모 하수슬러지 수열탄화물 처리 필터프레스로부터 오염된 여과포를 채취하였다. 먼저, 필터프레스 여과포의 오염 특성을 평가하였다. 오염 여과포의 위치에 따른 공기투과도와 단위질량을 측정하였으며, 새 여과포 측정값과 비교하였다. 다음으로 오염 여과포 전체 면적에 대하여 공기투과도 및 단위질량 분포를 지도화하여 오염 특성을 평가하였다. 마지막으로 오염 여과포를 대상으로 3 bar의 압력 세정 및 34, 76, 120, 168 kHz 주파수의 초음파 세척을 수행하였다. 이때, 여과포의 기공 오염 정도를 3단계로 나누어 세척효율을 평가하였다. 여과포 오염 비교 결과, 기공 오염은 여과물질이 지속적으로 투입, 압착되는 여과포 하부와 양측면 위주로 발생하였으며, 표면 오염은 전체면적에 걸쳐 고르게 나타났다. 가압 세척 결과, 공기투과도는 1.3-3.1%p 증가하였으며, 오염물질은 2.7-4.4% 제거되었다. 초음파 세척결과, 공기투과도는 12.5-61.5%p 증가하였으며 오염물질은 2.7-29.2% 제거되었다. 초음파 세척에서 주파수가 낮을수록 공기투과도 재생율과 오염물질 제거율이 우수하였다. 여과포의 기공 오염 정도가 클수록 초음파 세척 후 공기투과도 향상 및 오염물질 제거 효과가 우수하였다.

사용후핵연료 운반용기 방사선적 안전성평가에 관한 연구 (A Study on Radiation Safety Evaluation for Spent Fuel Transportation Cask)

  • 최영환;고재훈;이동규;정인수
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제17권4호
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    • pp.375-387
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    • 2019
  • 본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반 용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계 기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h-1와 0.065 mSv·h-1로 도출되어 선량률 제한치인 2.0 mSv·h-1와 0.1 mSv·h-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.321 mSv·h-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.