The thermal stratification phenomena, frequently occurring in the component of nuclear power plant system such as pressurizer surge line, steam generator inlet nozzle, safety injection system (SIS), and chemical and volume control system (CVCS), can cause through-wall cracks, thermal fatigue, unexpected piping displacement and dislocation, and pipe support damage. The phenomenon is one of the unaccounted load in the design stage. However, the load have been found to be serious as nuclear power plant operation experience accumulates. In particular, the thermal stratification by the turbulent penetration or valve leak in the SIS and SCS pipe line can lead these safety systems to failure by the thermal fatigue. Therefore in this study an 1/10 scaledowned experimental rig had been designed and installed. And a series of experimental works had been executed to measure the temperature distribution (thermal stratification) in these systems by the turbulent penetration, valve leak, and heat transfer through valve. The results provide very valuable informations such as turbulent penetration depth, the possibility of thermal stratification by the heat transfer through valve, etc. Also the results are expected to be useful to understand the thermal stratification in these systems, establish the thermal stratification criteria and validate the calculation results by CFD Codes such as Fluent, Phenix, CFX.
Dehjourian, Mehdi;Sayareh, Reza;Rahgoshay, Mohammad;Jahanfarnia, Gholamreza;Shirani, Amir Saied
Nuclear Engineering and Technology
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v.48
no.5
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pp.1174-1183
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2016
Hydrogen release during severe accidents poses a serious threat to containment integrity. Mitigating procedures are necessary to prevent global or local explosions, especially in large steel shell containments. The management of hydrogen safety and prevention of over-pressurization could be implemented through a hydrogen reduction system and spray system. During the course of the hypothetical large break loss-of-coolant accident in a nuclear power plant, hydrogen is generated by a reaction between steam and the fuel-cladding inside the reactor pressure vessel and also core concrete interaction after ejection of melt into the cavity. The MELCOR 1.8.6 was used to assess core degradation and containment behavior during the large break loss-of-coolant accident without the actuation of the safety injection system except for accumulators in Beznau nuclear power plant. Also, hydrogen distribution in containment and performance of hydrogen reduction system were investigated.
Kim, Ji-Ho;Song, Ho-Jun;Lim, Keon-Gyu;Lee, Hyang-beom
Proceedings of the KIEE Conference
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2005.07b
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pp.1008-1010
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2005
In the examination of steam generator(SG) tube in nuclear power plant, eddy current testing probes play an important role in detecting the defects. Bobbin probe and MRPC probe is usually used for the inspection of SG tube. Bobbin probe is good at high speed inspection, but ability of detection of circumferential defect is very weak. On the contrary MRPC probe, which moves for inspection in the direction of axial and circumferential simultaneously, has very slow inspection speed, but it has excellent detection capability for small cracks, which is hardly detected by bobbin probe. In this paper, for the accurate analysis of experimental ECT signals, construction of MRPC probe signals database according to the variation of defect size is the main purpose. Using 3-D finite element method, ECT signals are analyzed, and signals analysis add according to frequency ingredient. The results, which are analysis and characteristics ion of electromagnetism simulation signals, is databased.
Hyun Kyoung Ahn;Chi Hyun An;Byung Gi Park;In Hyoung Rhee
Nuclear Engineering and Technology
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v.55
no.2
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pp.640-647
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2023
Material corrosion in nuclear power plant (NPP) is not controlled only by amine injection but also by ion exchange (IX) which is the best option to remove trace Na+. This study was conducted to understand the Na+ leakage characteristics of IX beds packed with ethanolamine-form (ETAH-form) and hydrogen-form (H-form) resins in the simulated water-steam cycle in terms of intrinsic behaviors of four kinds of cation-exchange resins through ASTM test and Vanselow mass action modeling. Na+ was inappreciably escaped throughout the channel created in resin layer. Na+ leakage from IX bed was non-linearly raised because of its decreasing selectivity with increasing Na+ capture and with increasing the fraction of ETAH-form resin. Na+ did not reach the breakthrough earlier than ETAH+ and NH4+ due to the increased selectivity of Na+ to the cation-exchange resin (H+ < ETAH+ < NH4+ ≪ Na+) at the feed composition. Na+ leakage from the resin bed filled with small particles was decreased due to the enhanced dynamic IX processes, regardless of its low selectivity. Thus, the particle size is a predominant factor among intrinsic properties of IX resin to reduce Na+ leakage from the condensate polishing plant (CPP) in NPPs.
Advanced reactor designs often feature longer operating cycles between refueling and new concepts of operation beyond traditional baseload electricity production. Owing to this increased complexity, traditional proportional-integral control may not be sufficient across all potential operating regimes. The prototypical advanced reactor (PAR) design features two independent reactor modules, each connected to a single dedicated steam generator that feeds a common balance of plant for electricity generation and process heat applications. In the current research, the PAR is expected to operate in a load-following manner to produce electricity to meet grid demand over a 24-hour period. Over the operational lifetime of the PAR system, primary and intermediate sodium pumps are expected to degrade in performance. The independent operation of the two reactor modules in the PAR may allow the system to continue operating under degraded pump performance by shifting the power production between reactor modules in order to meet overall load demands. This paper proposes a Takagi-Sugeno (T-S) fuzzy logic-based power distribution system. Two T-S fuzzy power distribution controllers have been designed and tested. Simulation shows that the devised T-S fuzzy controllers provide improved performance over traditional controls during daily load-following operation under different levels of pump degradation.
Recently nickel based superalloys are extensively being regarded as the materials for the steam turbine parts for hyper super critical (HSC) power plants working at the temperature over $700^{\circ}C$, since the materials have excellent strength and corrosion resistance in high temperature. In this paper, alloy 617 of solution strengthened material and alloy 263 of ${\gamma}^{\prime}$-precipitation strengthened material were prepared as the testing materials for HSC plants each other. Post weld heat treatment (PWHT) was conducted with the gas tungsten arc (GTA) welded specimens. The microstructure of the base metals and weld metals were investigated with Electron Probe Micro-Analysis (EPMA) and Scanning Transmission Electron Microscope (STEM). The experimental results revealed that Ti-Mo carbides were formed in both of the base metals and segregation of Co and Mo in both of the weld metals before PWHT and PWHT leaded to precipitation of various carbides such as Mo carbides in the specimens. Furthermore, fine ${\gamma}^{\prime}$ particles, that were not precipitated in the specimens before PWHT, were observed in base metal as well as in the weld metal of alloy 263 after PWHT.
Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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v.20
no.1
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pp.10-17
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2000
In boiler high-temperature pipelines such as main steam pipe, header and steam drum in fossil power plants, conventional measurement techniques(replica method, electric resistance method, and hardness test method) for measuring creep damage have such disadvantages as complex preparation and measurement procedures, too many control parameters. And also, these techniques have low practicality and applied only to component surfaces with good accessibility. It needs to apply a reliable and quantitative ultrasonic nondestructive evaluation method that can be replaced for these equipment. In this study, both artificial creep degradation test using life prediction formula and frequency analysis by ultrasonic tests for crept specimens were carried out for the purpose of nondestructive evaluation for creep damage. As a result of ultrasonic tests for crept specimens, we conformed that the high frequency side spectra decrease and central frequency components shift to low frequency band, and also their bandwidth decreases as increasing creep damage in backwall echos.
A detailed computational fluid dynamics (CFD) simulation analysis model was developed using ANSYS CFX 16.1 and analyzed to simulate the basic design and internal flow characteristics of a 180 MW small modular reactor (SMR) with a natural circulation flow system. To analyze the natural circulation phenomena without a pump for the initial flow generation inside the reactor, the flow characteristics were evaluated for each output assuming various initial powers relative to the critical condition. The eddy phenomenon and the flow imbalance phenomenon at each output were confirmed, and a flow leveling structure under the core was proposed for an optimization of the internal natural circulation flow. In the steady-state analysis, the temperature distribution and heat transfer speed at each position considering an increase in the output power of the core were calculated, and the conceptual design of the SMR had a sufficient thermal margin (31.4 K). A transient model with the output ranging from 0% to 100% was analyzed, and the obtained values were close to the Thot and Tcold temperature difference value estimated in the conceptual design of the SMR. The K-factor was calculated from the flow analysis data of the CFX model and applied to an analysis model in RELAP5/MOD3.3, the optimal analysis system code for nuclear power plants. The CFX analysis results and RELAP analysis results were evaluated in terms of the internal flow characteristics per core output. The two codes, which model the same nuclear power plant, have different flow analysis schemes but can be used complementarily. In particular, it will be useful to carry out detailed studies of the timing of the steam generator intervention when an SMR is activated. The thermal and hydraulic characteristics of the models that applied porous media to the core & steam generators and the models that embodied the entire detail shape were compared and analyzed. Although there were differences in the ability to analyze detailed flow characteristics at some low powers, it was confirmed that there was no significant difference in the thermal hydraulic characteristics' analysis of the SMR system's conceptual design.
Journal of the Korean Institute of Telematics and Electronics S
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v.35S
no.2
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pp.137-145
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1998
In this paper, we propose a tube-hole center detection vision algorithm verifying the position of a tele-controlled robot and providing visual information for increasing reliability and efficiency in the diagnosis of steam generator (SG) tubes in nuclear power plant. A tele-controlled robot plays a role in carrying the probe used in inspecting the integrity of SG tubes. Thus accurately locating a tele-controlled robot on the desired tube-hole center is important issue for reliability of inspection. To do this work, we have to find the tube-hole center locations from the input image. At first, we apply the three-class segmentation method modified for this application. WE extract minimum bounding rectangles (MBRs) in the theresholded binary image. Second, for discriminating between MBR by tube and MBR by noise, we introduce the MBR rejection rules as knowledge-based rule set. MBRs are divided into the very dark region MBRs and the very bright region MBRs. In order to describe the region of complete tube-hole, the MBRs need a process of pairing each other. We then can find the tube-hole center from the paired MBR. For more accurately finding the tube-hole center in several sequential images, the centers of some frames need to be averaged. We tested the performance of our method using hundreds of real images.
In order to develop the carbonation process as a core technology of zero emission coal power plant, study on characterization of methane steam reforming (MSR) which is main reaction of this process was carried out. The effects of gas hourly space velocity (GHSV), steam/carbon (S/C) ratio and pressure in the MSR using reforming catalyst were investigated. The equilibrium composition of the gases produced in the MSR were obtained below GHSV 7,000 hr$\^$-1/. The operating conditions of carbonation process using hybrid reaction (MSR+CO$_2$ adsorption using CaO) were 700∼800$^{\circ}C$ and S/C ratio of 2.5∼3. The equilibrium mixture of gases composed of 75∼78% H$_2$ and 8∼9% CO$_2$ at atmospheric pressure and 60∼78% H$_2$ and 9∼l1% CO$_2$ at 1∼30 atm respectively under above operating conditions.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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