• 한국지반공학회지:지반
• /
• 제9권3호
• /
• pp.49-60
• /
• 1993

국내 폐기물 매립장에서 이용이 기대되는3종의 자연 및 인공혼합차폐재를선정하여 실내 투수 실험을 실시하여 자폐재와 화학용액과의 상호작용에 의한 반응성을 검토하였다. 연구에 사용된 차폐재 주재료는 김포해안 매립장 주변의 자연해성점토, 서천화력발전소의 부산물인 플라이애쉬 그리고 인천시 만수동 주변의 화강토이며 플라이애쉬와 화강토에는 벤토나이트를 각각 20%, 10%씩 첨가하였다. 시험에 사용된 투수 용액으로는 침출수에 많이 함유되고 있는 acetic acid, methanol, heptane, aniline의 4종이며 투수용액의 농도변화에 따른 차폐재의 투수특성을 살펴보기 위하여 투수용액 의 농도를 100, 75%로 하여 실험을 실시하였다. 시험 결과 화학원액 의 통과에 의하여 차폐 재의 투수성이 수배에서 수백배까지 증가하였고 증가정도는 서천플라이애쉬 흔합차폐재가 가장 작고 해성점토가가장 크게 나타났다. 화학용액중에서 투수성에 미치는 영향은 aceticacid가 가장 작고 aniline이 가장 큰 것으로 나타났으며 농도가 75%인 용액을 침출시킨 경우에는 차폐재 모두 투수성의 증가를 보이지 않아 원액을 제외한 상당한 고농도의 용액에도 본 실험에 사용된 차폐 재의 투수계수가 안정함을 보여 주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제45권6호
• /
• pp.731-744
• /
• 2013

Energy security is a topic of high importance to many countries throughout the world. Countries with access to vast energy supplies enjoy all of the economic and political benefits that come with controlling a highly sought after commodity. Given the desire to diversify away from fossil fuels due to rising environmental and economic concerns, there are limited technology options available for baseload electricity generation. Further complicating this issue is the desire for energy sources to be sustainable and globally scalable in addition to being economic and environmentally benign. Nuclear energy in its current form meets many but not all of these attributes. In order to address these limitations, TerraPower, LLC has developed the Traveling Wave Reactor (TWR) which is a near-term deployable and truly sustainable energy solution that is globally scalable for the indefinite future. The fast neutron spectrum allows up to a ~30-fold gain in fuel utilization efficiency when compared to conventional light water reactors utilizing enriched fuel. When compared to other fast reactors, TWRs represent the lowest cost alternative to enjoy the energy security benefits of an advanced nuclear fuel cycle without the associated proliferation concerns of chemical reprocessing. On a country level, this represents a significant savings in the energy generation infrastructure for several reasons 1) no reprocessing plants need to be built, 2) a reduced number of enrichment plants need to be built, 3) reduced waste production results in a lower repository capacity requirement and reduced waste transportation costs and 4) less uranium ore needs to be mined or purchased since natural or depleted uranium can be used directly as fuel. With advanced technological development and added cost, TWRs are also capable of reusing both their own used fuel and used fuel from LWRs, thereby eliminating the need for enrichment in the longer term and reducing the overall societal waste burden. This paper describes the origins and current status of the TWR development program at TerraPower, LLC. Some of the areas covered include the key TWR design challenges and brief descriptions of TWR-Prototype (TWR-P) reactor. Selected information on the TWR-P core designs are also provided in the areas of neutronic, thermal hydraulic and fuel performance. The TWR-P plant design is also described in such areas as; system design descriptions, mechanical design, and safety performance.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제25권1호
• /
• pp.125-135
• /
• 1993

안전하고 효율적인 원자력 발전소의 운전은 디지탈 기술을 이용한 발전소 자동화로 이루어질 수 있다는 인식과 함께 이같은 발전소 자동화는 차세대 원자력 발전소의 중요한 목표중의 하나가 되고 있다. 전체적인 발전소 수준의 자동화를 위해서는 일차적으로 각 주요 시스템에 대한 디지털화가 요구되며 본 논문에서는 증기발생기의 수위조절 시스템에 대해 연구하였다. 이를 위해 증기발생기의 열수력학적 모델을 이용하여 증기발생기에 작용하는 여러가지 입력과 수위와의 관계를 전달함수로 표시하였으며 이를 이용하여 기존의 발전소에서 사용되고 있는 3 요소 제어시스템을 검토하였다. 본 논문에서의 제어구성은 증기발생기 그 자체를 시스템내에 플랜트로서 포함시킨 것이기 때문에 전체적인 시스템 차수가 증가하며 디지탈 과정중 수치적 불안정이 야기된다. 이러한 문제와 아울러 저출력에서는 궤환신호로 작용하는 급수유량의 신뢰도가 작음을 고려하여 2 요소 제어시스템 및 그에 따른 디지탈 제어기에 대해 연구하였다. 이 시스템의 디지탈 비례적분제어기는 그 이득 및 적분시간상수가 초기출력에 따라 변하며 전체적인 시스템의 응답특성이 안정성 및 기타 제어 특성을 동시에 만족시키도록 하고 있다. 이러한 제어기를 사용한 2 요소 제어시스템은 초기출력에만 의존하므로 정의하기가 간단하며 또 이러한 시스템의 수위응답은 그에 대응하는 아날로그 시스템의 결과와 비슷함을 보이고 있다.

• 대한토목학회논문집
• /
• 제32권2A호
• /
• pp.123-130
• /
• 2012

증기를 발생시켜 터빈(turbine)을 회전시키는 화력 및 원자력 발전 계통에서 냉각시설은 필수적인 구조물이며, 냉각수 순환 계통은 일반적으로 해수를 취수하여 발전소 내의 복수기까지 유입시켜 증기와 열 교환 후 다시 외해로 배출시키는 형태를 취하고 있다. 최근 냉각수 취 배수 방식을 표층 취 배수 방식이 아닌 심층 취 배수 방식으로 변경하고 있는데, 기존 원전의 재순환 온도에 대한 영향을 최소화 하고, 온배수 방류시 밀도차로 인한 부력으로 온배수 혼합효과를 높여 온배수에 의한 환경피해 범위를 최소화하기 위해서이다. 특히, 하절기에 저층의 저온 냉각수를 취수할 수 있다는 이점 때문에 향후 계획되는 발전소들도 심층 취 배수 방식을 도입할 것으로 예상된다. 본 연구에서는 원자력 발전소의 냉각시설 중 심층 취 배수 구조물의 입구 주변을 3차원 전산유체역학 코드인 $FLOW-3D^{(R)}$로 모사하여 그 흐름특성을 분석하였다. 취수구(intake)의 경우 연직취수 조건에서 유속 덮개(Velocity cap), 배수구(diffuser)의 경우 방류수의 분사방향에 변화를 주어 모의하였으며, 그 결과 취수구의 경우 유속덮개에 의한 연직 유속성분의 현저한 감소로 인한 어류 유입영향을 최소화할 수 있을 것으로 판단되며, 배수구 희석효과는 Jirka 및 Harleman이 제시한 2차원 온배수 프룸(frume)과 잘 일치 하는 것으로 나타났다.

• 에너지공학
• /
• 제21권4호
• /
• pp.362-372
• /
• 2012

원전의 증기발생기 전열관은 압력경계 부위로 결함발생으로 인한 누설 시 방사능물질을 함유한 1차 계통의 냉각수가 2차 계통으로 새어나와 발전소 및 대기를 오염시키게 된다. 근래에 전열관의 균열결함은 대개 응력 부식균열이며 전열관의 확관부위, 슬러지 침적부위 그리고 U-bend 등에서 발생한다. 확관부위 및 U-bend 등에서의 균열발생인자 중 가장 영향을 미치는 인자는 잔류응력이다. 폭발확관법이 적용된 한국표준형원전(OPR-1000)의 운전경험에 따르면, 증기발생기 전열관 확관부위에서 가동 초기부터 응력부식균열이 발생해 왔으며, 특히 원주방향 균열이 대량 발생하고 있다. 따라서 본 연구에서는 확관방법에 따른 잔류응력의 분포 및 상태를 비교하였으며, 특정 방향이 우세한 원인을 살펴보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권10호
• /
• pp.3236-3246
• /
• 2021

Lessons learned from the Fukushima Daiichi nuclear power plant accident directed that multiple failures should be considered more seriously rather than single failure in the licensing bases and safety cases because attempts to take accident management measures could be unsuccessful under the high radiation environment aggravated by multiple failures, such as complete loss of electric power, uncontrollable loss of coolant inventory, failure of essential safety function recovery. In the case of the complete loss of electric power called station blackout (SBO), if there is no mitigation action for recovering safety functions, the reactor core would be overheated, and severe fuel damage could be anticipated due to the failure of the active heat sink. In such a transient condition at CANDU-6 plants, the seal failure of the primary heat transport (PHT) pumps can facilitate a consequent increase in the fuel sheath temperature and eventually lead to degradation of the fuel integrity. Therefore, it is necessary to specify the regulatory guidelines for multiple failures on a licensing basis so that licensees should prepare the accident management measures to prevent or mitigate accident conditions. In order to explore the efficiency of implementing accident management strategies for CANDU-6 plants, this study proposed a realistic accident analysis approach on the SBO transient with multiple-failure sequences such as seal failure of PHT pumps without operator's recovery actions. In this regard, a comparative study for two PHT pump seal failure modes with and without coolant seal leakage was conducted using a best-estimate code to precisely investigate the behaviors of thermal-hydraulic parameters during transient conditions. Moreover, a sensitivity analysis for different PHT pump seal leakage rates was also carried out to examine the effect of leakage rate on the system responses. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy for unmitigated transient conditions with multiple failures.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.435-440
• /
• 1996

Large Loss-of-Coolant Accidents analyzed in Final Safety Analysis Reports are usually covered by Reactor Inlet Header. Reactor Outlet Header and Primary Pump Suction breaks as representative cases. In this study we analyze the total (guillotine) break of an Emergency Core Cooling System (ECCS) pipe located at the ECCS injection point into the Primary Heat Transport System (PHTS). It was expected that thermal-hydraulic behaviors in the PHT and ECC systems are different from those of a Reactor Inlet Header break, having an equivalent break size. The main purpose of this study is to get insights on the differences occurred between the two cases and to assess these differences from the phenomenon behavior point of view. It was also investigated whether the ECCS line break analysis results could be covered by header break analysis results. The study reveals that as the intact loop has almost the same behavior in both analyzed cases. broken loop behavior is different mostly regarding sheath temperature in the critical core pass and pressure decrease in the broken Reactor Inlet Header. Differences are also met in the ECCS behavior and in event sequences timings.

• 소음진동
• /
• 제8권6호
• /
• pp.1062-1068
• /
• 1998

This paper describes the vibration characteristics of a high head pump-turbine runner. with nine blades and an outer diameter of 4.410 mm. of the pumped storage power plant. Mode shapes and natural frequencies were obtained by means of both the finite element analysis and modal testing. both in air and in water. The natural frequencies in air were calculated using the finite element method by ANSYS software. In order to confirm calculation results. the natural frequencies and mode shapes of the runner were measured using a hydraulic exciter both in air and in water. Natural frequencies of the pump-turbine runner were found at 174. 310 Hz in air, and at 107. 184 Hz in water. The first mode shape is flat plate mode with two nodal diameter and the second one is also flat plate mode with three nodal diameter. It can be shown that the natural frequencies of the pump-turbine runner in water is reduced approximately 40 ％ due to additional mass effect. Natural frequencies in air predicted by ANSYS software are in good agreement with test results.

• 에너지공학
• /
• 제22권1호
• /
• pp.8-16
• /
• 2013

A core catcher is considered as a promising engineered system to stabilize the molten corium in the containment during a postulated severe accident in a nuclear power plant. Conceptually, the core catcher consists of a carbon steel body, sacrificial material, protection material, and engineered cooling channel. The cooling capacity of the engineered cooling channel should be guaranteed to remove the decay heat of the molten corium. The flow in ex-vessel core catcher is a combined problem of a two-phase flow in the engineered cooling channel and a single-phase natural circulation in the whole core catcher system. In this study, the analysis of the test facility for the core catcher using the CUPID code, which is a three-dimensional thermal-hydraulic code for the simulation of two-phase flows, was carried out to evaluate its cooling capacity.

• 터널과지하공간
• /
• 제23권6호
• /
• pp.547-560
• /
• 2013

최근 전 세계적으로 에너지 수급의 불안정 및 기후변화에 의한 이산화탄소 저감의 필요성으로 인하여 신재생에너지에 대한 중요성은 점차 증가하고 있다. 이러한 상황에서 지난 2010년 12월에 시작되어 진행 중인 한국 최초의 포항 인공지열 저류층 생성 기술 (Enhanced Geothermal System; EGS) 지열발전소 프로젝트는 국내 EGS 관련기술 발전에 새로운 계기가 될 것이다. 본 논문은 국내 EGS 실증사업에 일부분이라도 도움이 되고자 미국 Fenton Hill 및 일본 Hijiori 프로젝트 연구사례를 살펴보고, 이를 통해 기존 EGS 프로젝트의 성과와 한계를 습득함으로써 국내 EGS 프로젝트의 시행착오를 최소화하는데 도움이 되고자 한다.