• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.186-192
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• 1996

가압기의 유체 조건이 증기에서 이상유체로 변화하는 완전급수상실사고 경우에 대한 안전감압계통의 가압기 노즐 및 밸브 전단에서의 유량, 밸브 후단에서의 압력 변화 등 RELAP5/MOD1과 RELAP5/MOD3로 계산된 열수력 조건이 유사한 추세를 나타내었다. 또한 RELAP5/MOD1-CALPLOTFIII와 RELAP5/MOD3-CALPLOTFIII 전산체제로 계산된 안전감압계통의 각 배관부위에서의 동하중도 유사한 추세를 나타내었다. 즉, RELAP5/MOD1-CALPLOTFIII와 RELAP5/MOD3-CALPLOTFIII 전산체제를 이용한 안전감압계통의 열수력 과도현상 해석 결과가 유사하여 RELAP5/MOD1 대신에 RELAP5/MOD3가 안전감압계통의 열수력 과도현상 분석에 대체사용될 수 있을 것으로 판단된다. 그러나 본 연구는 안전감압계통에 국한하여 수행되었으며, RELAP5/MOD1과 RELAP5/MOD3를 이용한 가압기안전밸브 방출배관에 대한 기존의 연구 결과에 의하면 RELAP5/MOD3가 만족스러운 곁과를 제공하지 못하는 바, 다른 계통에 RELAP5/MOD1 대신 RELAP5/MOD3를 대체적용하기 위해서는 개별적으로 각 계통에 대한 비교 평가가 선행되어야 할 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제35권5호
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• pp.426-441
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• 2003

A reactor inlet header break experiment, B9401, performed in the RD-14M multi channel test facility was analyzed using RELAP5/MOD3.2 and RELAP5/CANDU[1]. The RELAP5 has been developed for the use in the analysis of the transient behavior of the pressurized water reactor. A recent study showed that the RELAP5 could be feasible even for the simulation of the thermal hydraulic behavior of CANDU reactors. However, some deficiencies in the prediction of fuel sheath temperature and transient behavior in athe headers were identified in the RELAP5 assessments. The RELAP5/CANDU has been developing to resolve the deficiencies in the RELAP5 and to improve the predictability of the thermal-hydraulic behaviors of the CANDU reactors. In the RELAP5/CANDU, critical heat flux model, horizontal flow regime map, heat transfer model in horizontal channel, etc. were modified or added to the RELAP5/MOD3.2. This study aims to identify the applicability of both codes, in particular, in the multi-channel simulation of the CANDU reactors. The RELAP5/MOD3.2 and the RELAP5/CANDU analyses demonstrate the code's capability to predict reasonably the major phenomena occurred during the transient. The thermal-hydraulic behaviors of both codes are almost identical, however, the RELAP5/CANDU predicts better the heater sheath temperature than the RELAP5/MOD3.2. Pressure differences between headers govern the flow characteristics through the heated sections, particularly after the ECI. In determining header pressure, there are many uncertainties arisen from the complicated effects including steady state pressure distribution. Therefore, it would be concluded that further works are required to reduce these uncertainties, and consequently predict appropriately thermal-hydraulic behaviors in the reactor coolant system during LOCA analyses.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권5호
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• pp.455-467
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• 2002

RELAP5/MOD3.2 was modified to perform the thermal-hydraulic safety analysis for HANARO transients. Several aspects of RELAP5/MOD3.2 were modified or replaced by new features to properly simulate the unique HANARO characteristics such as the finned fuel element, the cooling mechanisms by both plate type heat exchanger and the natural circulation. Especially, the heat transfer packages were modified to be more appropriate for the safety analysis and the heat transfer models were developed for the plate type heat exchanger as well as natural circulation through the pool water. This modified version of RELAP5/MOD3.2 is renamed as RELAP5/HANARO. The thermal-hydraulic simulations of the single fuel pin test and plate type heat exchanger were peformed to assess the realistic predicting capabilities of RELAP5/HANARO and compared with experimental results and manufacturer＇s data in this paper. In addition, the natural circulation experiment using the scaled bundle was simulated to validate the capability of RELAP5/HANARO. The simulation results show almost similar trend with experimental data. Therefore, it is proved that RELAP5/HANARO has a confidence to use for the safety analyses of HANARO.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.243-251
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• 1992

소형 냉각재 상실사고시 루프밀봉 형성 및 제거에 대하여 LSTF에서 수행된 실험 SB-CL-18의 결과를 RELAP5/MOD2와 /MOD3를 이용하여 예측하였다. 본 연구는 증기발생기 상향 및 하향 유동에서의 비대칭 냉각재수용에 따른 마노메트릭 유동에 의해 노심노출의 조기발생을 야기시키는 열수력학적 현상을 예측하기 위하여 수행되었다. RELAP5/MOD2를 이용한 해석결과는 루프밀봉 형성 및 제거를 포함하여 감압사고시의 주요 현상을 전반적으로 잘 예측하고 있으나 기초 계산외 결과를 볼 때 현상 및 시간적 순서에 관련하여 몇 가지의 차이가 있었다. RELAP5/MOD3는 RELAP5/MOD2보다 전반적인 현상, 특히 증기발생기 액체수용을 보다 잘 예측하고 있으며, 또 한 RELAP5/MOD3를 이용하여 증기발생기 U자관과 펌프 흡입관의 nodalization수를 늘린 경우는 루프 밀봉제거현상과 시간적 순서를 잘 예측할 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.479-483
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• 1997

CANDU형 발전소의 사고해석 검증을 위한 계통분석 코드는 별도로 개발되어 있지 않으며, PWR 사고해석 검증용으로 널리 사용되고 있는 RELAP5 코드를 CANDU형 발전소의 사고해석 검증용으로 개발하려는 연구가 현재 진행되고 있다. CANDU형 발전소를 묘사한 RD-14 실험장치에서의 실험결과를 RELAP5 코드로 평가한 연구는 있으나, 실제 CANDU형 발전소의 사고해석에 적용한 예는 없다. 본 연구에서는 RELAP5 코드를 이용하여 CANDU형 발전소의 주증기관 파단사고를 분석하고, 그 결과를 월성 2,3,4 FSAR의 분석결과와 비교하여, CANDU형 발전소에 대한 RELAP5 코드의 적용 타당성을 평가하는데 그 목적이 있다. 연구결과, RELAP5 코드는 CANDU형 발전소의 주증기관 파단사고를 잘 모사하고 있으며, CANDU형 발전소의 사고해석 검증용 코드로서 적절함을 보여주고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.297-310
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• 1992

RELAP5/MOD3 5M5코드의 Apollo version을 이용하여 FLECHT SEASET 강제 재관수 실험을 평가하였다. 이 연구의 주 목적은 출력과 관수율의 초기값이 각기 다른 강제 재관수 조건하에서의 코드치 예측능력을 검사하는 것이 다. 많은 실험 중에서 8가지 경우에 대해 평가하였다. 이 8 가지 경우는 출력과 관수율외의 다른 초기 조건들은 유사한 값들을 갖는 것들이다. 또한 RELAP5/MOD3의 개선된 모델(model)들에 대해 여러 가지 민감도분석을 하였다. 즉 test section의 outlet junction에서의 Counter Current Flow Limit (CCFL) option의 영향과 heat structure와 interfacial drag의 계산에 미치는 grid modelling의 영향과 nodalization의 영향 및 time step size 의 영향등을 분석하였다. 이러한 민감도분석을 통해 코드의 예측능력을 향상시킬 수 있었다. 평가 결과로는 RELAP5/MOD3가 국소최대온도 (turn around temperature)와 그때의 시간 (turn around time)을 일반적으로 낮게 예측하나 관수율이 큰경우에는 국소최대온도를 약간 과대 평가 하였다. 또한 출력이 증가하고 관수율이 감소할수록 RELAP5/MOD3가 quenching을 상대적으로 지연시킴을 알 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.115-115
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• 1999

To demonstrate the applicability of RELAP5 to the prediction of the onset offlooding in the hot leg at the reflux condensation phase during mid-loop operation, numerical analysis is performed for the counter-current flow in a horizontal pipe with the inclined riser using the RELAP5/MOD3.2.2b code. It is found that the RELAP5, simulating the CCFL phenomena using interfacial friction along with the flow regime map in the horizontal pipe, produces unsatisfactory results. Under the CCFL condition, it is observed that large oscillation exists in the flow rate, void fraction, and etc. and the liquid flow rate is much lower than that predicted by the CCFL model measured in the experiment. The CCFL model of RELAP5 for the vertical volume is extended to the model for the horizontal and inclined volumes. The horizontal volume flow regime map and interfacial friction model coupled to the CCFL model are modified. And a new correlation developed from Kang's experiment is implemented to the CCFL model of RELAP5. With this modified RELAP5, the analysis of CCFL phenomena in the horizontal pipe and hot leg geometry is performed, and produces reasonable results in comparison with experimental data.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.585-590
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• 1997

The condonation models in the standard RELAP5/MOD3.2 code are assessed and improved based on the database, which is constructed from the previous experimental data on various condonation phenomena The default model the laminar film condonation in RELAP5/MOD3.2 does not give any reliable predictions, and its alternative model always predicts higher values than the experimental data Therefore, it is needed to develop a new correlation based on the experimental data of various operating ranges in the constructed database. The Shah correlation, which is used to calculate the turbulent film condensation heat transfer coefficients in the standard RELAP5/MOD3.2, well predicts the experimental data in the database. The horizontally stratified condonation model of RELAP5/MOD3.2 overpredicts both cocurrent and countercurrent experimental data The correlation proposed by H.J.Kim predicts the database relatively well compared with that of RELAP5/MOD3.2 The RELAP5/MOD3.2 model should use the liquid velocity for the calculation of the liquid Reynolds number and be modified to conifer the effects of the gas velocity and the film thickness.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권9호
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• pp.1926-1938
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• 2020

We validated the performance of RELAP MOD3.3 code regarding the hybrid SIT with available experimental data. The concept of the hybrid SIT is to connect the pressurizer to SIT to utilize the water inside SIT in the case of SBO or SB-LOCA combined with TLOFW. We investigated how well RELAP5 code predicts the physical phenomena in terms of the equilibrium time, stratification, condensation against Separate Effect Test (SET) data. We also conducted the validation of RELAP5 code against Integrated Effect Test (IET) experimental data produced by the ATLAS facility. We followed conventional approach for code validation of IET data, which are pre-test and post-test calculation. RELAP5 code shows substantial difference with changing number of nodes. The increase of the number of nodes tends to reduce the condensation rate at the interface between liquid and vapor inside the hybrid SIT. The environmental heat loss also contributes to the large discrepancy between the simulation results of RELAP5 and the experimental data.