Dehjourian, Mehdi;Rahgoshay, Mohammad;Sayareh, Reza;Jahanfarnia, Gholamreza;Shirani, Amir Saied
Nuclear Engineering and Technology
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제48권4호
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pp.975-981
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2016
The containment response during the first 24 hours of a low-pressure severe accident scenario in a nuclear power plant with a two-loop Westinghouse-type pressurized water reactor was simulated with the CONTAIN 2.0 computer code. The accident considered in this study is a large-break loss-of-coolant accident, which is not successfully mitigated by the action of safety systems. The analysis includes pressure and temperature responses, as well as investigation into the influence of spray on the retention of fission products and the prevention of hydrogen combustion in the containment.
사용후핵연료에 함유되어 있는 핵분열생성물을 분석하기 위하여 여러 원소를 동시에 분석할 수 있고, 분석감도가 커서 시료의 방사능과 폐기물의 양을 감소시킬 수 있는 유도 결합 플라스마 원자방출분광기/차폐 시스템을 구성하였다. 방사성 물질이 직접 접촉되는 플라스마 들뜸원과 시료용액 도입부를 스테인리스 스틸 재질의 글로브박스 내부에 설치하였으며, 고주파 들뜸전원, 분광기, 검출기 그리고 전기, 전자 및 아르곤 가스 공급 제어장치는 외부에 설치하였다. 분석능과 방사선 안전의 관점에서 시스템의 특성을 검증하였으며, 사용후핵연료 용해용액과 원자력발전소의 일차냉각수를 대상으로 핵분열생성물과 방사성 부식생성물 분석에 대한 적용성을 평가한 결과 $0.01-0.1mgL^{-1}$ 농도범위에서 상대표준편차는 5% 이하였다.
차폐형 성분분석기(Shielded EPMA)를 이용하여 한국형 경수로발전소에서 연소된 35,000 MWd/MTU, U-235의 농축도 $3.2\%$인 $UO_2$ 사용후핵연료의 연소도 측정 방법을 제시하였다. 원자로의 출력과 핵연료의 특성 및 중성자속 분포 등 중요한 핵공학적 정보를 제공하는 사용후핵연료의 연소도는 U-235의 감손에 따른 무거운 핵종의 변화를 측정하거나 사용후핵연료 내에 생성된 핵분열생성물을 측정하는 방법 등이 있다. 이러한 방법은 비파괴시험으로도 하고 있으나 파괴시험인 화학적 분석방법이 보다 정확한 것으로 인식되고 있다. 그러나 화학분석법은 분석시간이 많이 걸리며, 방사선시료의 취급으로 인한 시험자의 피폭 등의 어려움이 따른다. 화학적 분석방법에 의한 연소도 측정방법 대신 분석시료의 제작 및 분석시간이 화학적 분석방법에 비해 상당히 짧고, 또한 국부적인 연소도 측정이 요구되는 사고 핵연료나 고연소 핵연료의 위치별 연소도 측정이 가능한 EPMA를 사용한 연소도 측정기술이 개발되고 있다. 시험결과 ORIGEN2코드로 계산한 연소도에 따른 Nd의 농도와 EPMA 분석에 의한 Nd의 농도는 거의 일치하였다. EPMA로 분석한 Nd의 조성과 ORIGEN-2 코드로 계산한 Nd의 조성 분포를 이용하여 사용후핵연료의 연소도를 예측하는 일차 실험식을 유도하였으며, 그 결과가 화학분석에 의한 연소도와 거의 일치함을 확인하였다.
차폐형 성분분석기 (Shielded EPMA)를 이용하여 한국형 경수로발전소에서 연소된 35,000 MWd/MTU, U-235의 농축도 3.2%인 $UO_2$ 사용후핵연료의 연소도 측정 방법을 제시하였다. 원자로의 출력과 핵연료의 특성 및 중성자속 분포 등 중요한 핵공학적 정보를 제공하는 사용후핵연료의 연소도는 U-235의 감손에 따른 무거운 핵종의 변화를 측정하거나 사용후핵연료 내에 생성된 핵분열 생성물을 측정하는 방법 등이 있다. 이러한 방법은 비파괴시험으로도 하고 있으나 파괴시험인 화학적 분석방법이 보다 정확한 것으로 인식되고 있다. 그러나 화학분석법은 분석시간이 많이 걸리며, 방사선 시료의 취급으로 인한 시험자의 피폭 등의 어려움이 따른다. 화학적 분석방법에 의한 연소도 측정방법 대신 분석시료의 제작 및 분석시간이 화학적 분석방법에 비해 상당히 짧고, 또한 국부적인 연소도 측정이 요구되는 사고 핵연료나 고연소 핵연료의 위치별 연소도 측정이 가능한 EPMA를 사용한 연소도 측정기술이 개발되고 있다. 시험결과 ORIGEN2 코드로 계산한 연소도에 따른 Nd의 농도와 EPMA 분석에 의한 Nd의 농도는 거의 일치하였다. EPMA로 분석한 Nd의 조성과 ORIGEN-2 코드로 계산한 Nd의 조성 분포를 이용하여 사용후핵연료의 연소도를 예측하는 일차 실험식을 유도하였으며, 그 결과가 화학분석에 의한 연소도와 거의 일치함을 확인하였다.
원자력발전소는 냉각재상실사고(LOCA)와 같은 과도상태시 pH 조절을 통해 격납건물의 핵분열생성물(요오드) 제거 능력을 유지한다. 이와 더불어 격납건물 내부의 스테인레스강 기기들의 응력부식균열(Stress Corrosion Cracking)을 방지하고 알루미늄 또는 아연 부식에 의한 수소생성을 최소화할 수 있기 때문에 살수 및 집수조냉각수의 화학조건(pH) 조절능력이 요구된다. 현재 원전은 LOCA시 능동형 살수첨가제인 NaOH를 사용하여 격납건물 살수 및 집수조냉각수의 pH를 조절하도록 설계되어있다. 본 논문에서는 LOCA시 집수조냉각수의 pH를 분석하고, 살수화학조건 pH 관련 최신규제요건인 표준심사지침(SRP) 6.5.2에 따라 핵분열생성물제거상수 및 제염계수를 계산하였다. 분석결과, 격납건물집수조 pH는 8.09~9.67로서 설계기준을 만족한다. 그리고 격납건물살수계통에 의한 핵분열생성물 제거상수 및 제염계수는 원전 내환경기기검증을 위한 방사선환경 평가의 입력으로 제공된다.
할로겐화아렌이 다른 아렌에 etheral alkyl그룹에 의해 연결된 2-halobenzyl phenyl ether( 1과 2)를 합성하여 제조적인 광반응에서 생성물을 확인하고 또 속도론적 광반응에서 그 반응성을 시험하였다. 질소 기류 하에서 2-chlorobenzyl phenyl ether(1)은 페놀과 photo-Fries형 생성물이 나왔으며 Br치환 ether2는 페놀과 photo-Fries형 생성물 이외에 광고리화 및 광환원 생성물이 나왔다. 이것은 Cl이 benzyl고리에 강하게 붙어 있기 때문에 상대적으로 약한 $CH_{2}-O$결합의 파열이 생긴 결과이다. 또 Br유도체 2는 phenyl-bromine 사이의 결합이 phenyl-chlorine사이의 결합보다 약하니까 결국 그 결합의 광유발 파열이 $CH_{2}-O$결합 파열과 경쟁적으로 되었음이 분명하다. 산소 존재하에서 페놀의 생성은 큰 변화가 없고, photo-Fries형 생성물은 약간 감소하고 , 그리고 광고리화 생성물과 광환원 생성물은 큰 영향을 받는 것으로 보아 광고리화와 환원반응은 삼중상태가 상관하고 photo-fries형 반응은 단일상태와 삼중상태가 동시에 상관하는 것이다.
Simpson, Michael F.;Yoo, Tae-Sic;Labrier, Daniel;Lineberry, Michael;Shaltry, Michael;Phongikaroon, Supathorn
Nuclear Engineering and Technology
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제44권7호
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pp.767-772
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2012
In support of optimizing electrorefining technology for treating spent nuclear fuel, lithium drawdown has been investigated for separating actinides from molten salt electrolyte. Drawdown reaction selectivity is a major issue that requires investigation, since the goal is to remove actinides while leaving the fission products and other components in the salt. A series of lithium drawdown tests with surrogate fission product chlorides was run to obtain selectivity data with non-radioactive salts, develop a predictive model, and draw conclusions about the viability of using this process with actinide-loaded salt. Results of tests with CsCl, $LaCl_3$, $CeCl_3$, and $NdCl_3$ are reported here. Equilibrium was typically achieved in less than 10 hours of contact between lithium metal and molten salt under well-stirred conditions. Maintaining low oxygen and water impurity concentrations (<10 ppm) in the atmosphere was observed to be critical to minimize side reactions and maintain stable salt compositions. An equilibrium model has been formulated and fit to the experimental data. Good fits to the data were achieved. Based on analysis and results obtained to date, it is concluded that clean separation between minor actinides and lanthanides will be difficult to achieve using lithium drawdown.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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