• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
• /
• pp.122-122
• /
• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2005년도 춘계학술발표회
• /
• pp.35-36
• /
• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
• /
• pp.153.1-153
• /
• 2002

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
• /
• 한국에너지공학회 2004년도 추계 학술발표회 논문집
• /
• pp.317-322
• /
• 2004

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
• /
• 한국에너지공학회 2004년도 추계 학술발표회 논문집
• /
• pp.323-328
• /
• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
• /
• pp.464-465
• /
• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
• /
• pp.81-82
• /
• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
• /
• pp.156.1-156
• /
• 1999

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권8호
• /
• pp.2893-2905
• /
• 2024

Passive safety systems are integrated into the latest generation of Light Water Reactors (LWRs), including small modular reactors. This paper employs the US-NRC TRACE thermal hydraulic code to examine the performance of a passive safety condenser known as SACO, designed to serve as the ultimate heat sink for dissipating decay heat during accident scenarios. The TRACE model is constructed with reference to the PKL/SACO test facility. The safety condenser (SACO) is interconnected with the PKL facility via the secondary side of steam generator 1, effectively serving as a third natural circulation cooling loop during accident scenarios. In the present research, the thermal-hydraulic behavior of the PKL facility is investigated in the presence of the SACO passive safety system during an extended SBO with Loss of AC Power accident scenario. This SBO can be categorized into three distinct phases depending on the activation of the SACO system and the refilling process of the SACO pool. The first phase is depressurizing using primary and secondary relief valves, the second phase is cooling down using SACO system, and the third phase is the refilling of SACO pool. The findings indicate that the SACO system effectively manages to dissipate all decay heat, even though there is temporary evaporation of the SACO water pool. Furthermore, this study provides sensitivity analysis for the assessments of system codes on the selection of maximum time step.

• 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.