본 연구에서는 가압경수로 주요 기기의 고정밀 열수력 해석을 위한 CUPID(Component Unstructured Program for Interfacial Dynamics) 코드의 압력장 해석을 위한 이중공액구배법(Bi-Conjugate Gradient) 알고리즘의 병렬화를 SMP(Symmetric Multi Processing) 시스템에서 고찰한다. 비압축성 후향계단 유동문제의 병렬해석을 다양한 격자 조밀도를 가지는 격자들에 대하여 세 가지 대표적인 병렬 기법(MPI, OpenMP, 하이브리드)을 적용하여 병렬성능 비교를 수행하였다. 병렬처리 성능은 해석 문제의 크기뿐만 아니라 캐쉬 메모리 크기에도 영향을 받으므로, 전체 계산량이 매우 적거나 개별 쓰레드에 사용되는 메모리가 캐쉬 메모리보다 매우 큰 경우에는 병렬화에 의한 성능 향상이 낮음을 확인하였다. 또한, 문제 크기에 상관없이 MPI 기법이 OpenMP보다 성능이 우수했으며, 상대적으로 적은 쓰레드를 사용한 경우엔 하이브리드 기법이 가장 우수한 성능을 보였다.
사용 후 핵연료의 화학특성 연구를 위하여 요오드의 분리와 정량에 관한 연구를 수행하였다. 사용 후 핵연료를 용해시키는 과정에서 핵연료 중에 CsI로 존재하는 요오드가 $I_2$로 산화되어 휘발되지 않도록 질산과 염산의 혼합산 (80:20 mol%)을 이용하여 비휘발성 ${IO_3}^-$로 안정화시켰다. 2.5 M $HNO_3$ 매질에서 $NH_2OH{\cdot}HCl$을 이용하여 $I_2$로 환원시킨 후 사염화탄소로 추출하여 우라늄과 핵분열생성물로부터 분리, 회수하였다. 0.1 M $NaHSO_3$을 사용하여 요오드를 역추출하였으며 수용액층으로 회수된 요오드를 이온 크로마토그래피로 정량하였다. 방사성 물질 분석에 적합한 이온 크로마토그래피/차폐 시스템을 구성하였으며 42,000~44,000 MWd/MtU 의 연소도를 갖는 사용후핵연료를 대상으로 요오드를 분석한 결과 Origin 2 연소도 전산코드에 의한 계산결과인 $324.5{\sim}343.6{\mu}g/g$와는 -8.3~-0.5%의 편차를 나타내었다.
Systems Engineering Approach was applied to the development of operator-support core management system based on the on-site operation experience and document of core management procedures, which is for enhancing operability and safety in PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) operation. The dissertation and definition of the system were given on th basis of investigating and analyzing the core management procedures. Fuel management, detector calibration, safety management, core power distribution monitoring, and integrated data management were defined as main user's requirements. From the requirements, 11 upper functional requirements were extracted by considering the on-site operation experience and investigating documents of core management procedures. Detailed requirements of the system which were produced by analyzing the upper functional requirements were identified by interviewing members who have responsibility of the core management procedures, which were written in SRS (Software Requirement Specification) document by using IEEE 830 template. The system was designed on the basis of the SRS and analysis in terms of nuclear engineering, and then tested by simulation using on-site data as a example. A model of core power monitoring related to the core management was suggested and a standard process for the core management was also suggested. And extraction, analysis, and documentation of the requirements were suggested as a case in terms of systems engineering.
To study the dynamic strain aging behavior of Zr-0.4Sn-1.5Nb-0.2Fe sample tube for nuclear fuel cladding in the range of pressurized water reactor (PWR) operation temperature, the tensile tests of the tube specimens, which had been finally heat-treated at $470^{\circ}C\;and\;510^{\circ}C$, had been carried out with the strain rate $1.67{\times}10^{-2}/s\;and\;8.33{\times}10^{-5}/s$ at the various temperatures from room temperature to $500^{\circ}C$. It was observed that the elongation of the specimens got shortened as the temperature increased from $200^{\circ}C\;to\;340^{\circ}C$. The specimens that were finally heat-treated at $470^{\circ}C$ showed a plateau more remarkably on the plot of yield strength-temperature than those heat-treated at $510^{\circ}C$. In the range of $310\sim400^{\circ}C$, the strain rate sensitivity of the specimens finally heat-treated at $510^{\circ}C$ was $30.4\%\sim33.7\%$ lower but the work hardening exponent index of the specimens was a little higher than that without dynamic strain aging effect.
The ram assembly is important equipment in fueling machine of PHWR(Pressurized Heavy Water Reactor) plant where fuel replacement is possible while the plant is in service. Troubles in the ram assembly can cause lots of difficulties in power plant operation. The ram assembly is typically composed of the B-ram, the L-Ram and the C-Ram. The B-ram is focused in this paper because it plays the most important role in the ram assembly. Among the ram fault phenomena, ram stuck phenomena are the most frequent cases in the B-ram, which has a ball screw mechanism driven by a hydraulic motor. Ram stuck phenomena are due to ball wear and damage in ball nut that increase in proportion to the number of fuel replacement. It is required to predict ram stuck phenomena before they occur. In this paper, a method is proposed for predicting ram stuck phenomena using a discrete wavelet transform. The discrete wavelet transform provides information on both the time and frequency characteristics of the input signals. The proposed method uses the frequency bandwidths of coefficients of discrete wavelet decompositions and detail coefficients of discrete wavelet transform to predict ram stuck phenomena. The signal used in this paper is a torque-related signal such as a hydraulic service outlet pressure signal in a hydraulic driving system or a current signal in a DC motor driving system. Finally, the validity of the proposed method is shown via experiment using ball nut characteristic test equipment that simulates ram stuck phenomena due to increased ball friction in ball nut.
Kim, Jongbeom;Kim, Jin-Gyum;Kong, Byeongseo;Kim, Kyung-Mo;Jang, Changheui;Kang, Sung-Sik;Jhang, Kyung-Young
Nuclear Engineering and Technology
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제52권3호
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pp.621-625
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2020
Cast austenitic stainless steel (CASS) is used for fabricating different components of the primary reactor coolant system of pressurized water reactors. However, the thermal embrittlement of CASS resulting from long-term operation causes structural safety problems. Ultrasonic testing for flaw detection has been used to assess the thermal embrittlement of CASS; however, the high scattering and attenuation of the ultrasonic wave propagating through CASS make it difficult to accurately quantify the flaw size. In this paper, we present a different approach for evaluating the thermal embrittlement of CASS by assessing changes in the material properties of CASS using a nonlinear ultrasonic technique, which is a potential nondestructive method. For the evaluation, we prepared CF8M specimens that were thermally aged under four different heating conditions. Nonlinear ultrasonic measurements were performed using a contact piezoelectric method to obtain the relative ultrasonic nonlinearity parameter, and a mini-sized tensile test was performed to investigate the correlation of the parameter with material properties. Experimental results showed that the ultrasonic nonlinearity parameter had a correlation with tensile properties such as the tensile strength and elongation. Consequently, we could confirm the applicability of the nonlinear ultrasonic technique to the evaluation of the thermal embrittlement of CASS.
Parametric studies were performed to assess the sensitivity in determining the maximum in-vessel heat removal capability from the core material relocated into the lower plenum of the reactor pressure vessel (RPV)during a core melt accident. A fraction of the sensible heat can be removed during the molten jet delivery from the core to the lower plenum, while the remaining sensible heat and the decay heat can be transported by rather complex mechanisms of the counter-current flow limitation (CCFL) and the critical heat flux (CHF)through the irregular, hemispherical gap that may be formed between the freezing oxidic debris and the overheated metallic RPV wall. It is shown that under the pressurized condition of 10MPa with the sensible heat loss being 50% for the reactors considered in this study, i.e. TMI-2, KORI-2 like, YGN-3&4 like and KNGR like reactors, the heat removal through the gap cooling mechanism was capable of ensuring the RPV integrity as much as 30% to 40% of the total core mass was relocated to the lower plenum. The sensitivity analysis indicated that the cooling rate of debris coupled with the sensible heat loss was a significant factor The newly proposed heat removal capability map (HRCM) clearly displays the critical factors in estimating the maximum heat removal from the debris in the lower plenum. This map can be used as a first-principle engineering tool to assess the RPV thermal integrity during a core melt accident. The predictive model also provided ith a reasonable explanation for the non-failure of the test vessel in the LAVA experiments performed at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), which apparently indicated a cooling effect of water ingression through the debris-to-vessel gap and the intra-debris pores and crevices.
핵연료 집합체의 속도분포, 압력강하는 열수력 설계와 안전해석에 중요하다. 본 실험적 연구의 목적은 봉다발 지지 격자 하류에서의 수력학적 혼합을 고찰하는데 있다. 이 연구에서 가압경수로형 5X5 봉다발 부수로의 상세한 수력학적 특성들을 1차익 He-Ne LDV를 이용하여 측정하였다. 축방향 유속, 난류강도와 압력강하를 주로 측정하였고 LDV의 정렬을 조정하여 측방향의 유속, 난류강도, Reynolds 전단응력 등도 역시 측정하였다. 봉다발의 마찰계수와 지지 격자의 손실계수는 측정된 압력 강하로부터 평가하였다. 서로 다른 종류의 지지 격자의 수력학적 혼합성능을 이웃하는 부수로 간에서의 난류 횡류 혼합률을 예측함으로써 고찰할 수 있었다.
가압수형 인자로에 사용되는 이산화우라 핵연료통의 역학적 열적설계 및 성능 분석을 위한 종합적 전산 코드가 개발되었다. PROD 1.0으로 명명된 이 코드에는 연료소자에서 반경 방향으로의 출력 침체, 연료소자의 균열, 고밀화 및 팽창, 핵분열기체의 방출, 피복관의 크립, 냉각수에 의한 열전달 및 부식층의 형성 둥의 제반 현상이 고려되었다. 이 FROD 1.0 코드로써 이차원적 온도 분포, 변형도, 응력 및 피복관 내압 등이 연소시간의 함수로서 적절한 전산 시간이내에 산출된다. 이 코드는 또한 종류가 다른 열중성자로에 쓰이는 산화 연료에도 응용필 수 있다. FROD 1.0의 응용으로서 원자로의 정상가동 상태와 미국 원자력학회 분류의 제 2상태에 해당하는 두 가지의 출력 경로에 더하여, 고리 원자력 발전소 1호기의 초기 노심에 장전된 핵연료봉의 연소특성을 예측하였다. 예측결과는 최종 안전 심사 보고서에 기술된 핵연료봉 설계기준과 비교되었으며 둘 사치의 차이점이 논의되었다.
가압중수로 연료관은 CSA N 285.4 기술기준에 따라 주기적인 가동중검사가 수행되고 있다. 가동중검사시 발견된 결함이 CSA N 285.4 의 허용기준을 초과하는 경우, 결함 연료관의 계속 운전을 위해 가동적합성 평가를 허용하고 있다. 캐나다 COG(CANDU Owner's Group)를 중심으로 중수로 연료관의 결함 건전성 평가 기술기준인 CSA N285.8 이 개발되었다. 본 논문에서는 CSA N285.8 을 기반으로 연료관의 건전성 평가시스템 WIES(Wolsong In-service Evaluation System)를 개발 하였다. 중수로 연료관의 가동중검사시 결함이 발견되는 경우, 개발된 시스템은 신속하고 정확한 건전성 평가를 수행하여 계획예방 정비기간의 연장을 방지하여 원전 이용률 향상에 기여할 것으로 판단된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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