• 에너지공학
• /
• 제21권1호
• /
• pp.75-80
• /
• 2012

본 논문은 원자력발전소의 대형탱크 또는 배관파단에 따른 격실의 침수분석을 수행함에 있어 최적평가방법을 개발하여 원전에 실제로 적용하는 방법에 관한 논문을 작성하는데 목적이 있다. 주급수관파단사고 분석을 위해 RETRAN 전산코드를 사용하였다. 유출수 질량유량을 계산하는데 있어서 주급수제어밸브가 계통설계에 의거 원자로정지 후 5.0초 만에 닫히는 것으로 모델링하여 분석하였다. 출력 70% 운전시 방출유량이 가장 높은 것으로 나타났다. 방출 질량유량을 가지고 침수위를 계산한 결과 주급수관 격실의 최대 침수위는 1.43m로서 이는 안전성기기가 설치된 위치보다 낮아 원전의 안전정지에 미치는 영향이 없는 것으로 나타났다.

• 에너지공학
• /
• 제12권2호
• /
• pp.101-108
• /
• 2003

The purpose of this study is to develop an entrainment model of the Pressurized Water Reactor (PWR) U-tube Steam Generator (SG) for Main Steam Line Break (MSLB) analyses. Generally, the temperature of the inside containment vessel at MSLB is decreased by introducing the liquid entrainment effect. This effect makes a profit on the aspect of integrity evaluation for Equipment Environmental Qualification (EEQ) in the containment. However, the target plant, Kori unit 1 does not have the entrainment data. Therefore, this study has been performed. RETRAN-3D and LOFTRAN computer programs are used for the model development. There are several parameters that are used for the initial benchmark, such as Combustion Engineerings (CE) experimental data and the RETRAN-3D model which describes the test leg. A sensitivity study is then performed with this model in which the model parameters are varied until the calculated results provide reasonable agreement with the measured results for the entire test set. Finally, a multiplication factor has been obtained from the 95/95 values of the calculated (best-estimate) quality data relative to the measured quality data. With this new methodology, an additional temperature margin of about 40$^{\circ}C$ can be obtained. So, the new methodology is found to have an explicit advantage to EQ analyses.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.193-198
• /
• 1996

In this study the RETRAN-03 code was modified to analyze the thermal-hydraulic transients under three-dimensional ship motions for the application to the future marine reactors. First Japanese nuclear ship MUTSU reactor have been analyzed under various ship motions to verify this code. As results, typical thermal-hydraulic characteristics of marine reactors such as flow rate oscillations and S/G water level oscillations are successfully simulated at various conditions.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.633-638
• /
• 1997

중소형 일체형 원자로의 자연대류 실험 및 해석을 통해 일체형 원자로의 자연대류에 의한 잔열제거 기능의 특성 및 피동 안전성을 파악하였다. 이를 위해 일체형 원자로 축소 실험장치를 이용한 자연대류 실증 실험을 수행하였으며, 실험 결과를 RETRAN-03와 COMMIX-1B 코드 해석 결과와 비교, 검증하였다. 실험 결과 일부 증기발생기의 열제거 기능 상실이 발생한 경우에도 노심으로 유입되는 냉각재의 온도가 균일하게 분포하여 피동 잔열 제거가 원만히 일어남을 알 수 있었고 해석 결과와 일치하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제18권3호
• /
• pp.209-217
• /
• 1986

보론 희석이 불충분한 주기 말에서 부하추종 운전영역을 확장시키기 위해 냉 각재 입구 온도 감소 방식을 사용하였으며, 이 방식을 모사하고 부하추종 운전시 가압경수로 노심의 핵적 특성을 해석하기 위해 3차원적 전산체제를 확립하였다. 해석은 고리 1호기 1주기말에서 12-3-6-3부하추종 운전에 대해 MINB 및 SPINR 모드로 수행되었으며, 부가적으로 이 두 방식에 대한 출력복귀능력도 RETRAN02 코드를 사용한 계통해석과 더불어 시험하였다. 계산결과 냉각재 입구 온도를 감소시킴으로써 부하 추종운전이 주기 말에서도 가능함이 입증되었으며 14$^{\circ}$F의 입구 온도 감소에 따라, SRC가 제어봉만 사용하는 방식보다 MINB 모드에서는 13%, SPINR모드에서는 14%까지 증가됨을 보여주었다.

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
• /
• 한국시뮬레이션학회 2000년도 추계학술대회 논문집
• /
• pp.61-66
• /
• 2000

전력연구원에서 개량중인 한국원자력교육원 제 2호기 (KNPEC#2) 시뮬레이터의 검증을 위해 출력 연속변화 등 시나리오를 선정하여, 이에 대한 기준 데이터를 최적평가용 전산코드인 RETRAN과 MARS를 이용하여 생산하였다. 선정된 시나리오를 정확히 모사하기 위해 KNPEC#2 시뮬레이터의 대상호기인 영광 1,2호기 노심냉각계통 및 증기 계통을 상세 분할하였으며, 주요 기기 및 제어 계통을 모델링하였다. 모델링을 위해서 발전소 실제 운전자료를 활용하였으며, 필요시 설계자료와 유사호기인 고리 3,4호기 자료를 참고하였다. 끝으로 정상상태 및 비정상상태 운전조건과의 비교를 통해 모델링의 타당성을 확인한 후 각 시나리오에 따른 데이터를 생성하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.514-519
• /
• 1997

The MRX is an integral type ship reactor with 100 MWt power, which is designed by Japan Atomic Energy Research Institute. It is characterized by integral type PWR, in-vessel type control roe drive mechanism, water-filled containment vessel and passive decay heat removal system. Marine reactor should have high passive safety. Therefore, in this study, we simulated the loss of flow accident to verify the passive decay heat removal by natural circulation using RETRAN-03 code. auxiliary feed water systems are used for decay heat removal mechanism and results are compared with the loss of flow accident analysis using emergency decay heat removal system by JAERI. Results are very similar to case of EDRS 1 loop operation in JAERI analysis and decay heat is successfully removed by natural circulation.

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
• /
• 한국시뮬레이션학회 2000년도 춘계학술대회 논문집
• /
• pp.168-173
• /
• 2000

지금까지 국내에서 설치되어 있는 원전 시뮬레이터용 노심 (Neutronics) 모델 프로그램은 주로 전산기 성능이 오늘날 비해 낮은 환경에서 실시간으로 노물리 계산을 위해 중성자 확산(Diffusion)현상을 미리 반영한 곡선을 사용하는 등 빠른 계산을 위해 많은 가정과 간략화가 있었다. 본 논문에서는 중성자 물리 계산을 2 Group 3-D로 계산이 가능한 최신의 노심코드(REMARK)를 이용하여, WH사가 공급한 900Mw의 3 Loop PWR인 영광 1호기 12주기를 기준으로 한 시뮬레이터의 노심모델 개발하기 위한 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMAR 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발과 개발된 노심모델의 자체 검증 및 원자력발전소 사고해석에 쓰이는 최적평가코드(RETRAN)를 기반으로 하는 최신 실시간 열수력 시뷸레이션(ARTS) 모델과 결합(Integration)되어 원자로 냉각재 펌프 1대 정지 및 터빈정지 시험등 과도시험한 결과를 기술하였으며 개발된 노심 모델은 원자력 교육원 2호기 시뮤레이터에 적용될 예정이다.

• 전력전자학회:학술대회논문집
• /
• 전력전자학회 2000년도 전력전자학술대회 논문집
• /
• pp.249-252
• /
• 2000

원자력 교육원 #2(KNPEC-2) 시뮬레이터는 1980년도 중반에 웨스팅하우스에 의해 공급되어 계속 사용되어 오다가 현재 성능개선 연구가 진행 중이다. 이번 성능개선을 통해 기존의 컴퓨터 시스템(Gould MPX)와 소프트웨어의 전면 교체가 이루어지고 있으며 최적 계산 코드를 이용한 실시간 열수력 모델 (ARTS; Advanced Real-Time Thermal-Hydraulics Simulation) 개발 , 2-Group 3D 실시간 노심모델(REMARK ; REal Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)를 이용한 노심 주기개선 (Cycle Update) 가상현실 기술 등을 이용한 컴퓨터 교육지원 시스템(CATS: Computer Assister Training System)등 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도들 및 그 결과에 대해 기술하고 있다. 기준발전소(Reference Plant)인 영광 1호기 12주기의 노심모델로 주기개선(Cycle Update)을 위한 REMARK의 입력자료 생성을 위해 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMARK 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발하였다. 또 이를 이용하여 개발된 노심모델은 최적계산코드(RETRAn 3D) 의 열수력 해법을 이용하여 개발된 NSSS 열수력코드(ARTS) 와 결합(Integration) 되어 안정 및 과도 상태 시험에 사용되었으며 원자로 냉각재 펌프 정지등의 몇 가지 과도 시험 계산결과 기존 해석 결과와 잘 일치하였다 중앙제어실(MCR; Main Control Room)내의 운전원 행동만 훈련하도록 되어있는 기존시뮬레이터의 한계를 극복하기 위해 가상현실 (VR) 저작도구를 이용한 발전소 현장 내부를 표현하는 가상발전소 (Virtual Plant) 발전소 현장에 소재하여 기존 시뮬레이터의 모의한계 밖에 있던 패널을 표현한 가상판넬(Virtual Panel)등과 강의실에서 발전소 모의 훈련을 가능케 하기 위해 가상현실 기술을 이용한 컴퓨터 지원 교육훈력 시스템(CATS ; Computer Assister Training System)을 개발 중이며 일부 개발부분을 소개하였다.