• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권6호
• /
• pp.2088-2095
• /
• 2023

The safety of nuclear installations is largely determined by the tightness of fuel elements cladding. As the Fukushima nuclear accident showed, the main task in case of loss of power supply is to ensure reliable removal of residual heat release from spent fuel pool (SFP) with irradiated fuel assemblies (IFAs). The paper presents the results of calculated-experimental studies and thermal-hydraulic modeling of temperature storage modes of IFAs in SFP. Experimental studies of SFP's temperature regime and calculated evaluation of residual heat removal due to the thermal conductivity of building structures surrounding the SFP were performed. To ensure the safe operation of research reactors, it's necessary to know the IFA's residual heat power (RHP) in the reactor and SFP, which is determined depending on the operating time of fuel assemblies (FAs) and the IFAs calculated holding time. The FAs operating time depends on the reactor energy output. The IFAs calculated holding time is determined by the fuel burnup, U-235 mass in the fuel, and reactor utilization factor. The IFAs fuel burnup was calculated using the MCU-PTR program. Also presented are the RHP's calculation results using some of the empirical dependencies. The concept of a passive heat removal system (PHRS) based on thermosyphon's operating principle was proposed.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제50권7호
• /
• pp.1148-1153
• /
• 2018

The Leaking Fuel Experiment test facility was designed to simulate the activity release from spent leaking fuel rods under steady state and transient conditions in the spent fuel pool. The experimental rig included an electrically heated fuel rod with different defects and a cooling system. The fission product transport was simulated by potassium-chloride. The conductivity changes of the water in the cooling system were measured to provide information about the amount of released solution. Defects of different sizes and positions were applied, together with a wide range of rod powers to simulate decay heat. The produced data can be used for predicting the activity release from leaking fuel under storage conditions and for the interpretation of fuel examination procedures.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제52권3호
• /
• pp.654-659
• /
• 2020

The reliability of the spent fuel pool instrument is very important for the security of nuclear power plant, especially during the earthquake. The effect of the fluid force on the vibration characteristics of the flexible tube of the spent fuel pool instrument needs comprehensive analysis. In this paper, based on the potential flow theory, the hydrodynamic pressures acting on the flexible tube were obtained. A mathematical model of a flexible tube was constructed to obtain the dynamic response considering the effects of seismic load and fluid force, and a computer code was written. Based on the mathematical model and computer code, the maximum stresses of the flexible tube in both safe shutdown earthquake and operating basis earthquake events on the spent fuel pool with three typical water levels were calculated, respectively. The results show that the fluid force has an obvious effect on the stress and strain of the flexible tube in both safe shutdown earthquake and operating basis earthquake events.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제13권2호
• /
• pp.163-169
• /
• 2015

국내 원자력발전소에서는 사용후핵연료 저장용량의 확대를 위해 사용후핵연료저장조에 조밀저장대를 설치하고 있지만 한빛원전은 2024년에 포화가 예상된다. 또한 10개의 원자력발전소가 2029년까지 설계수명에 도달하게 된다. 하지만 원전운영과 해체를 위한 국내 사용후핵연료 관리정책은 아직 결정되지 않은 상황이다. 미국의 경우 원전해체시 사용후핵연료를 중간 저장시설 또는 영구처분장으로 이송하기 전까지 임시적으로 독립된 사용후연료저장조(이하 'SFPI') 방식을 운영하는 사례가 있다. SFPI는 원전해체시 운전정지 후 사용후핵연료를 저장하는데 있어서 방사선 노출 저감, 운영비용 절감, 안전성 보강 등의 효과를 기대할 수 있다. 따라서 이 논문에서는 미국의 SFPI 운영경험, 시스템, 적용규정 등에 대한 사례연구를 수행하였다. 결론적으로 SFPI 국내 적용을 위해서는 사용후핵연료저장 계통의 설계변경 범위 및 예상 소요비용 확정, 원전 해체계획에 설비개선 계획 반영제출, 주기적안전성평가(PSR) 방법 등을 활용한 안전성 평가(운영기간 10 년), 설계변경을 위한 운영 변경허가 신청, 규제기관 심사 및 허가 취득, 설계변경 수행, 규제기관의 확인점검, SFPI 운영을 위한 교육 및 시운전, SFPI 운영 및 정기검사, SFPI 해체 등의 절차가 필요하다.

• 전산구조공학
• /
• 제8권1호
• /
• pp.107-113
• /
• 1995

사용후핵연료 저장조는 지진하중에 대하여 운영기간중 자체의 구조적 건전성 및 저장된 사용후핵료의 안전성을 확보할 수 있어야 한다. 본 연구에서는 LRB 면진장치를 설치한 사용후핵연료 면진저장조의 지진시 거동특성을 파악하기 위하여 서로 다른 특성을 갖는 두종류의 지진에 대하여 지진해석을 하여 그 결과를 비면진 저장조에서의 응답과 비교하였다. 면진장치를 사용함으로써 지진시 상부구조로 전달되는 지진력과 응답을 크게 감소시켜 저장조와 저장된 사용후액연료의 안전성 확보에 유리한 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제49권3호
• /
• pp.476-483
• /
• 2017

The decay heat that is produced by nuclear reactor spent fuel must be cooled in a spent fuel storage pool. A wickless heat pipe or a vertical two-phase closed thermosyphon (TPCT) is used to remove this decay heat. The objective of this research is to investigate the thermal performance of a prototype model for a large-scale vertical TPCT as a passive cooling system for a nuclear research reactor spent fuel storage pool. An experimental investigation and numerical simulation using RELAP5/MOD 3.2 were used to investigate the TPCT thermal performance. The effects of the initial pressure, filling ratio, and heat load were analyzed. Demineralized water was used as the TPCT working fluid. The cooled water was circulated in the water jacket as a cooling system. The experimental results show that the best thermal performance was obtained at a thermal resistance of $0.22^{\circ}C/W$, the lowest initial pressure, a filling ratio of 60%, and a high evaporator heat load. The simulation model that was experimentally validated showed a pattern and trend line similar to those of the experiment and can be used to predict the heat transfer phenomena of TPCT with varying inputs.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제9권4호
• /
• pp.231-236
• /
• 2011

지난 2011년 3월의 후쿠시마 원전 사고시 원자로 건물에서의 연쇄적인 수소폭발이 발생하였을 때 관계자들은 제1원전 4호기의 폭발에 더욱 놀랐었는데 이는 그 당시 4호기는 정기보수를 위하여 원자로내 모든 핵연료를 저장조에 보관중이었기 때문이다. 저장조내 냉각수 유실로 노심에서 옮겨진 핵연료가 공기 중에 노출되어 수소가 발생하고 임계가 도달하였다면 더욱 심각할 수도 있기 때문이었는데 다행히 추후에 양호한 냉각수 상태가 확인되어 우려할 상황을 피할 수 있었다. 본 논문에서는 후쿠시마 원전 사고를 계기로 국내 원자력 발전소내 핵연료 임시 저장시설의 안전성과 관련하여 중대사고 관점에서 검토해 보고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제26권1호
• /
• pp.19-31
• /
• 1994

기사용 핵연료 저장조에 대한 열수력 해석과 관련된 인자들이 열수력 해석에 미치는 영향에 대한 분석을 수행하였다. 기사용 핵연료에서 발생하는 붕괴열(decay heat)을 제거하기 위해 일어나는 자연 순환(natural circulation)현상을 모사하기 위해 단순화된 유동망(simplified flow network)해석 모델을 사용하였다. 기사용 핵연료 저장조의 각 셀에 저장되는 연료 집합체에서 발생하는 붕괴열을 제거하기 위해 흐르는 유량의 압력 손실량이 자연순환을 일으키는 밀도차이에 의해 생성되는 구동력(driving force)과 평형을 이루는 관계를 이용하여 지배 방정식을 유도하였다. 그러나 유량, 저항 계수, 붕괴열, 밀도 등의 변수들이 서로 종속 관계를 갖기 때문에 반복 계산을 통해 해를 얻게 된다. 본 해석을 적용한 영광 3, 4호기의 경우, 12채널을 고려하였고 사용되는 입력 (저항 계수, 붕괴열)을 보수적으로 결정하였다. 본 연구를 통해 영광 3, 4호기 기사용 핵연료 저장조의 열수력 특성을 구하였다. 또한 유동로를 따라 형성되는 유동 저항중에 기하학적 요인에 의한 압력 손실은, 기사용 핵연료 저장조의 경우 압력 용기내의 유동과 달리 천이 영역(transition region)이 존재하게 되므로 Reynolds수에 민감한 것을 알 수 있다. 간극 유동은 조밀화된 연료 집합체 (consolidated fuel assembly)가 아닌 경우 무시할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권12호
• /
• pp.4731-4742
• /
• 2022

RBMK fuel assemblies differ from other LWR FA due to a specific arrangement of the fuel rods, the low enrichment, and the used burnable absorber - erbium. Therefore, there is a challenge to adapt modeling tools, developed for other LWR types, to solve RBMK problems. A set of 10 different depletion simulation schemes were tested to estimate the impact on reactivity and spent fuel composition of possible SCALE code options for the neutron transport modelling and the use of different nuclear data libraries. The simulations were performed using cross-section libraries based on both, VII.0 and VII.1, versions of ENDF/B nuclear data, and assuming continuous energy and multigroup simulation modes, standard and user-defined Dancoff factor values, and employing deterministic and Monte Carlo methods. The criticality analysis with burn-up credit was performed for the SFP loaded with RBMK-1500 FA. Spent fuel compositions were taken from each of 10 performed depletion simulations. The criticality of SFP is found to be overestimated by up to 0.08% in simulation cases using user-defined Dancoff factors comparing the results obtained using the continuous energy library (VII.1 version of ENDF/B nuclear data). It was shown that such discrepancy is determined by the higher U-235 and Pu-239 isotopes concentrations calculated.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제25권1호
• /
• pp.8-19
• /
• 1993

강제순환 냉각상실사고시 조밀화된 저장계통의 사용후 핵연료에서 생성된 붕괴열의 제거를 확인하기 위한 자연순환 해석모델이 개발되었다 채택된 수치기법은 ADI방법에 근거하였다. 사용후 핵연료의 붕괴열 생성율은 ANS-79 붕괴열 모델에 따라 계산되었으며, 보수적인 붕괴열 생성량 입력을 위해 chopped sine곡선에 따른 비균일 표면열속이 가정되었다. 저장조내 국부비등의 발생 가능성을 조사하기 위해서 민감도분석이 수행되었으며, 이는 핵연료간 거리 비, 열 생성량 및 핵연료 봉 반지름 등의 여러 변수를 변경시킴으로서 이루어졌다. 이 모델의 적용결과는 적절한 냉각시간 후의 조밀화된 사용후 핵연료 다발을 통한 자연대류 유량이 안전하고 효과적인 방식으로 저장조의 온도준위를 조절할 수 있음을 보여주고 있으며, 또한 사용후 핵연료봉 재배치를 위한 냉각시간에 관한 허용기준이 얻어졌다.