A preliminary fuel channel analysis for 35% reactor inlet header (RIH) break in CANDU reactor loaded with the CANFLEX-RU fuel bundles has been performed. The predicted results are compared with those for the reactor compared with those for the reactor loaded with standard 37-element bundles. The maximum fuel centerline and sheath temperatures for the CANFLEX-RU bundle channel were lower by 338 and 122 $^{\circ}C$, respectively, than those for the standard bundle because of the Bower maximum linear power of the CANFLEX-RU bundle In spite of the 0.4 FPS higher power pulse of the CANFLEX-RU bundle case. Fuel integrity margin to fuel breakup for the CANFLEX-RU bundle is about 50 J/g higher than that for the standard bundle. The PT/CT contact for the CANFLEX-RU bundle occurred 2 s later than that for the standard bundle. The PT/CT contact temperature for the CANFLEX-RU bundle was 2 $^{\circ}C$ lower than that for the standard bundle. These provide the CANFLEX-RU bundle with the negligibly enhanced safety margin for the fuel channel integrity in CANDU 6 reactor, compared with the standard bundle.
Fission product release (FPR) assessment for 100% reactor outlet header (ROH) break in CANDU reactor loaded with CANFLEX-NU fuel bundles has been performed. The predicted results are compared with those for the reactor loaded with standard 37-element bundles. The fuel failure thresholds for the CANFLEX and standard bundle elements are very similar. All the sheaths at the corresponding fuel failure thresholds for the CANFLEX and standard bundles fail due to the significant cracks in the surface oxide, except those for the CANFLEX inner element at burnups of 220 to 240 MW.h/kg(U), which fail due to the excessive diametral strain. The fuel failure analysis predicts that the number of failed fuel elements for the CANFLEX bundle case is none, while that for the standard bundle case is 1827. The total (gap plus bound) I-131 releases for the CANFLEX and standard bundles are none and 5889 TBq, respectively The significant reduction of the number of failed fuel elements and FPR for the CABFKEX fuel bundle is attributed to the lower linear power of the CANFLEX fuel bundle compared with the standard fuel bundle.
The 7th International Conference on Construction Engineering and Project Management Summit Forum on Sustainable Construction and Management
/
pp.8-13
/
2017
Nuclear power plant (NPP) constructions are large scale projects that are executed for several years, and schedule control utilizing various schedules is a critically important factor. Recently Korea independently developed the Advanced Power Reactor (APR) 1400 and is building nuclear facilities applying this new reactor type. The construction of Shin-Kori NPP (SKN) Unit 3, which adopted the APR1400, was completed and commercial operation has begun, while, SKN 4, Shin-Hanul NPP (SHN) Units 1&2, and SKN 5&6 are currently under construction. Prior to the development of the APR1400, Korea built 24 reactors and accumulated the schedule data of various reactor types which provided the foundation for schedule reduction to be possible. However, as there is no schedule development and review system established based on the standard schedule data (standard activities, durations, etc.) by reactor type, the process for developing the schedule for new builds is low in efficiency consuming much time and manpower. Also all construction data has been accumulated based on schedule activities. But because the connectivity of activities between projects is low, it is difficult to utilize such accumulated data (causes for schedule delay, causes for design changes, etc.) in new build projects. Due to such reasons, issues continue to arise in the process of developing standard schedule activities and a standard schedule for nuclear power plant construction. In order to develop a standard schedule for NPP construction, i) the development of an NPP standard schedule activity list, ii) development of the connection logic of NPP standard schedule activities, iii) development of NPP standard schedule activity resources and duration, and iv) integration of schedule data need to be performed. In this paper, an analysis was made on the coherence of schedule activity descriptions of existing NPPs by applying the probabilistic methodology on activities with low connectivity due to the utilization of the numbering system of four APR1400 reactors (SHN 1&2 and SKN 3&4).This study also describes the method for developing a standard schedule activity list and connectivity measures by extracting same and/or similar schedule activities.
Kim, Tae-Wan;Lee, Ki-Young;Lee, Dae-Hee;Kim, Kang-Soo
Nuclear Engineering and Technology
/
제28권6호
/
pp.576-582
/
1996
The integrity of reactor vessel support system of the Korean Standard Nuclear Power Plant (KSNPP) is investigated for a postulated reactor vessel closure head drop event. The closure head is disassembled from the reactor vessel during refueling process or general inspection of reactor vessel and internal structures, and carried to proposed location by the head lift rig. A postulated closure head drop event could be anticipated during closure head handling process. The drop event may cause an impact load on the reactor vessel and supporting system. The integrity of the supporting system is directly relevant to that of reactor vessel and reactor internals including fuels. Results derived by elastic impact analysis, linear and non-linear buckling analysis and elasto-plastic stress analysis of the supporting system implied that the integrity of the reactor vessel supporting system is intact for a postulated reactor vessel closure head drop event.
Fission product release (FPR) assessment for End Fitting Failure (EFF) in CANDU reactor loaded with CANFLEX-natural uranium (NU) fuel bundles has been peformed. The predicted results are compared with those for the reactor loaded with standard 37-element bundles. The total channel I-131 release at the end of transient for EFF accident is calculated to be 380.8 TBq and 602.9 TBq for the CANFLEX bundle and standard bundle channel cases, respectively. They are 4.9% and 7.9% of the total inventory, respectively. The lower total releases of the CANFLEX bundle O6 channel are attributed to the lower initial fuel temperatures caused by the lower linear element power of the CANFLEX bundle compared with the standard bundle.
TRIGA Mark-III 원자로에서 사용하는 표준형 및 FLIP형 핵연로의 혼합장전 방법을 해석하였다. 검토된 핵연로 장전방법중 B링에 표준형 그리고 그외의 링에는 FLIP형 핵연료를 장전하는 방법이 핵연료의 온도, 냉각재의 자연대류 및 central thimble에서의 효율적인 열중성자 이용면에서 가장 바람직함을 입증하였다. 또한 핵연료 장전방법에 따른 beamport에서의 열중성자 이용에 관해서도 평가하였다.
Researches on the elimination of sulfur and nitrogen oxides with catalysts and absorbents reported many problems related with elimination efficiency and complex devices. In this study, decomposition efficiency of harmful gases was investigated. It was found that the efficiency rate can be increased by moving the harmful gases together with SPCP reactor and the catalysis reactor. Calcium hydroxide($Ca(OH)_2$), CaO, and $TiO_2$ were used as catalysts. Harmful air polluting gases such as $SO_2$ were measured for the analysis of decomposition efficiency, power consumption, and voltage according to changes to the process variables including frequency, concentration, electrode material, thickness of electrode, number of electrode winding, and additives to obtain optimal process conditions and the highest decomposition efficiency. The standard sample was sulfur oxide($SO_2$). Harmful gases were eliminated by moving them through the plasma generated in the SPCP reactor and the $Ca(OH)_2$ catalysis reactor. The elimination rate and products were analyzed with the gas analyzer (Ecom-AC,Germany), FT-IR(Nicolet, Magna-IR560), and GC-(Shimazu). The results of the experiment conducted to decompose and eliminate the harmful gas $SO_2$ with the $Ca(OH)_2$ catalysis reactor and SPCP reactor show 96% decomposition efficiency at the frequency of 10 kHz. The conductivity of the standard gas increased at the frequencies higher than 20 kHz. There was a partial flow of current along the surface. As a result, the decomposition efficiency decreased. The decomposition efficiency of harmful gas $SO_2$ by the $Ca(OH)_2$ catalysis reactor and SPCP reactor was 96.0% under 300 ppm concentration, 10 kHz frequency, and decomposition power of 20 W. It was 4% higher than the application of the SPCP reactor alone. The highest decomposition efficiency, 98.0% was achieved at the concentration of 100 ppm.
한국표준원전의 원자로용기 단열재 설치시 설계인자에 대한 수치해석적 연구를 전산 유체유동 코드인 FLUENT를 이용하여 해석하였다. 단열재 두께 및 원자로용기 벽과 단열재의 내부표면간의 공간간격에 대한 인자에 대해서 연구를 수행했다. 또한 단열재 설치시 단열재판넬 사이의 틈새 간격 때문에 발생하는 chimney effect으로 인한 단열재의 성능저하를 평가하였다. 수치해석 결과 최적의 공간 간격 및 단열재 두께를 얻을 수 있었다.
In this paper, we performed a design study of a thorium fueled reactor according to the design concept of the Radkowsky Thorium Reactor (RTR) and evaluated its overall performance. To enhance its performance and alleviate its problems, we introduced a new metallic uranium fuel, uranium-zirconium hydride (U-Zr $H_{1.6}$), as a seed fuel. For comparison, typical ABB/CE-type PWR based on SYSTBM 80+ and standard RTR-type thorium reactor were also studied. From the results of performance analysis, we could ascertain advantages of RTR-type thorium fueled reactor in proliferation resistance, fuel cycle economics, and back-end fuel cycle. Also, we found that enhancement of proliferation resistance and safer operating conditions may be achieved by using the U-Zr $H_{l.6}$ fuel in the seed region without additional penalties in comparison with the standard RTR's U-Zr fuelr fuelel
The thermalehydraulic characteristics for the CANadian Deuterium Uranium Flexible (CANFLEX)-burnable poison (BP) fuel channel, which is loaded with a BP at the center ring based on the CANFLEX-RU (recycled uranium) fuel channel, are evaluated and compared with that of standard 37-element and CANFLEX-NU (natural uranium) fuel channels. The distributions of fuel temperature and critical channel power for the CANFLEX-BP fuel channel are calculated using the NUclear Heat Transport CIRcuit Thermohydraulics Analysis Code (NUCIRC) code for various creep rate and burnup. CANFLEX-BP fuel channel has been revealed to have a lower fuel temperature compared with that of a standard 37-element fuel channel, especially for high power channels. The critical channel power of CANFLEX-BP fuel channel has increased by about 10%, relative to that of a standard 37-element fuel channel for 380 channels in a core, and has higher value relative to that of the CANFLEX-NU fuel channel except the channels in the outer core. This study has shown that the use of a BP is feasible to enhance the thermal performance by the axial heat flux distribution, as well as the improvement of the reactor physical safety characteristics, and thus the reactor safety can be improved by the use of BP in a CANDU reactor.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.