• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.283-288
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• 1996

Direct safety injection into the reactor vessel downcomer annulus(DVI) is a fundamental feature of the KNGR(Korean Next Generation Reactor) four-train safety injection system. The numerical analysis of thermal mixing of ECC(Emergency Core Cooling) water through DVI with the water in the RVDC(Reactor Vessel Downcomer) annulus has been performed, in order to study the impact of nozzle location on the pressurized thermal shock and safety analysis. The results of this study show that the thermal mixing due to the natural circulation induced by the limiting accident conditions is sufficient to prevent temperature in the RVDC from dropping to the level of concern for PTS. When the DVI nozzle is located right above the cold leg, the temperature distribution at the outlet of flow field is most uniform. The tool used for numerical analysis is CFDS-FLOW3D.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.63-77
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• 1994

이 연구는 가압경수로의 원자로 다운커머내에서 과도냉각시 직접용기주입에 따른 유체혼합현상을 가압열충격의 견지에서 시험모델을 사용하여 조사한 것이다. 시험모델은 ABB-CE System80＋ 원자로 구조에 근거하여 설계되었다. 이 원자로에 대한 가능성 있는 가압열충격 사고로서 콜드레그 소형파단 냉각재 상실사고와 주중기관 판단 사고가 선정되었다. 시험은 두 부분으로 구성되는데 첫째 부분은 원자로 다운커머에서 직접용기 주입수와 기존냉각재간의 유체혼합을 가시화법에 의하여 시험한 것이고, 둘째 부분은 별도의 시험모델에서 직접용기주입에 따른 열적혼합을 시험한 것이다. 가시화 시험에서는 과도적 냉각기간중 직접용기 주입수와 1차 냉각재간의 물리적 상호작용이 밝혀졌다. 열적혼합시험에서는 소형파단 냉각재 상실사고시 직접용기주입에 의한 심한 냉각현상이 다운커머내서 관찰되었다. 측정된 온도곡선은 소형파단 냉각재 상실사고에 대하여 REMIX 로드, 증기관 파단사고에 대하여는 COM-MIX-1B 코드에 의한 계산과 비교되었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제25권4호
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• pp.756-763
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• 2001

In the process of integrity evaluation for nuclear power plant components, a series of fracture mechanics evaluation on surface cracks in reactor pressure vessel(RPV) must be conducted. These fracture mechanics evaluation are based on stress intensity factor, K. However, under pressurized thermal shock(PTS) conditions, the combination of thermal and mechanical stress by steep temperature gradient and internal pressure causes considerably high tensile stress at the inside of RPV wall. Besides, the internal pressure during the normal operation produces high tensile stress at the RPV wall. As a result, cracks on inner surface of RPVs may experience elastic-plastic behavior which can be explained with J-integral. In such a case, however, J-integral may possibly lose its validity due to constraint effect. In this paper, in order to verify the suitability of J-integral, tow dimensional finite element analyses were applied for various surface cracks. A total of 18 crack geometries were analyzed, and $\Omega$ stresses were obtained by comparing resulting HRR stress distribution with corresponding actual stress distributions. In conclusion, HRR stress fields were found to overestimate the actual crack-tip stress field due to constraint effect.

• 대한기계학회논문집A
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• 제24권8호
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• pp.2083-2090
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• 2000

In order to manage nuclear power plants safely and cost effectively, it is necessary to develop integrity evaluation methodologies for the main components. Recently, the integrity evaluation techniques were broadly studied regarding the license renewal of nuclear power plants which were approaching their design lives. Since the integrity evaluation process requires special knowledges and complicated calculation procedures, it has been allowed only to experts in the specified area. In this paper, an integrity evaluation system for reactor pressure vessel was developed. RVIES(Reactor Vessel Integrity Evaluation System) provides four specific integrity evaluation procedures covering PTS(Pressurized Thermal Shock) analysis, P-T(Pressure-Temperature) limit curve generation, USE(Upper Shelf Energy) analysis and Fatigue analysis. Each module was verified by comparing with published results.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권8호
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• pp.1871-1880
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• 2020

Round robin analyses for vessel failure probabilities due to PTS events are proposed for plant-specific analyses of all types of reactors developed in Korea. Four organizations, that are responsible for regulation, operation, research and design of the nuclear power plant in Korea, participated in the round robin analysis. The vessel failure probabilities from the probabilistic fracture mechanics analyses are calculated to assure the structural integrity of the reactor pressure vessel during transients that are expected to initiate PTS events. The failure probabilities due to various parameters are compared with each other. All results are obtained based on several assumptions about material properties, flaw distribution data, and transient data such as pressure, temperature, and heat transfer coefficient. The realistic input data can be used to obtain more realistic failure probabilities. The various results presented in this study will be helpful not only for benchmark calculations, result comparisons, and verification of PFM codes developed but also as a contribution to knowledge management for the future generation.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.751-756
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• 1998

고리 1호기 원전 수명 연장을 위한 가압열충격(Pressurized Thermal Shock : PTS) 해석은 확률론적 안전성 평가 방법에 따라 수행된다. 본 연구는 가압열충격 상세 해석 연구의 일환으로 가압열충격 해석을 위한 계통해석시 사용되는 최적 평가(Best Estimate) 방법과 기존의 PCT(Peak Cladding Temperature) 관점의 해석에 사용되는 결정론적 안전성 평가 방법간의 해석 방법론 차이에 의한 열수력 거동의 상이점을 평가하기 위함이다. 이를 위해 1998년 설치 예정인 고리 1호기 교체 증기발생기(Replacement Steam Generator ; RSG) 안전성 분석 보고서$^{[1]}$ 의 주증기관 파단사고 해석 결과와 동일한 파단 크기 및 운전 출력에 대해 최적 평가 방법론에 따라 해석된 본 연구의 해석 결과를 비교, 평가하였다. 해석 결과 전출력 소형 주증기관 파단 사고에서는 터빈 유량 모델링 및 반응도 계수, 고온 영출력 대형 파단 사고에서는 가압기 모델, 반응도 계수 및 정지여유도가 해석 방법론에 따른 열수력 거동의 차이에 영향이 큰 것으로 평가되었다

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.457-462
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• 1997

현재 국내외 대부분 원자력발전소(이하 원전)의 안전주입방식은 저온관 주입방식을 채택하고 있으며, 안전주입시 노심의 온도와 압력분포가 주요 관심 대상이었다. 하지만 향후 개발될 원전의 안전주입방식은 저온관주입이 아닌 안전주입의 신뢰성을 한단계 높인 원자로용기 직접주입방식인 DVI(Direct Vessel Injection)방식을 채택하고 있는 추세인데, 이 경우 관심분야는 원자로용기 dowmcomer지역까지 확대된다. 즉 저온의 안전주입수가 고온 고압의 원자로용기 downcomer지역으로 직접 주입됨으로 인해 이 지역의 유체유동과 혼합상태 및 온도분포가 주요관심 대상이 되며 이는 원자로용기의 PTS(Pressurized Thermal Shock)해석에 연결된다. 본 연구에서는 LOCA 사고시 DVI방식을 적응한 안전주입수 유입에 의한 원자로용기 downcomer지역의 유제유동과 유체혼합상태 및 온도분포를 열유체 해석 code인 FLUENT를 이용하여 해석하였다. 해석결과에 의하면 사고시 DVI에 의해 유입되는 약55℉인 저온 안전주입수는 유입과 동시에 넓은 지역으로 퍼지면서 dowmcomer지역의 고온 원자로냉각재와 적절히 혼합되어 하향유로를 따라 흐르며 PTS의 발생 원인인 국부적 유체비혼합 현상이나 온도 급하강현상은 발생하지 않는 것으로 나타났다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제26권11호
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• pp.2219-2227
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• 2002

In a nuclear power plant, reactor pressure vessel (RPV) is the primary pressure boundary component that must be protected against failure. The neutron irradiation on RPV in the beltline region, however, tends to cause localized damage accumulation, leading to crack initiation and propagation which raises RPV integrity issues. The objective of this paper is to estimate the integrity of RPV under hot leg leaking accident by applying the finite element analysis. In this paper, a parametric study was performed for various crack configurations based on 3-dimensional finite element models. The crack configuration, the crack orientation, the crack aspect ratio and the clad thickness were considered in the parametric study. The effect of these parameters on the maximum allowable nil-ductility transition reference temperature ($(RT_{NDT})$) was investigated on the basis of finite element analyses.