차세대원자로의 안전계통 성능향상을 위하여 축압기 설계에서 채택하고 있는 피등적 유량조절 장치인 vortex 밸브의 특성을 분석하였다. 단순화된 해석모델을 이용하여 vortex chamber의 유동 pattern을 분석하였으며 vortex 밸브의 성능에 중요한 영향을 미치는 기하학적 인자들의 영향 유동모드 전환시 주유량이 공급되는 수관의 수위거동 특성을 분석하였다. 또한 3차원 모의가 가능한 FLUENT 코드를 사용하여 vortex chamber의 유동장을 해석하여 vortex 밸브의 유동특성을 분석하였다.

The potential for the RELAP5/MOD3.2 was assessed for the loss-of-RHR event during the mid-loop operation and the predictability of major thermal-hydraulic phenomena was also evaluated for the long term transient. The analysis results of the typical two cases(cold leg opening case and pressurizer opening case) were compared with experimental data which was conducted at ROSA-IV/LSTF in Japan. As a result, it was shown that tile code was capable of simulating the thermal-hydraulic transport process with appropriate time step during the reduced inventory operation with the loss-of- RHR system.

For the Reactor Coolant System(RCS) flow rate measurement by the secondary calorimetric heat balance method, the coolant temperature of the hot leg is needed. Several Resistance Temperature Detectors(RTD) are installed in the hot leg to measure the temperature, but the average value of RTDs does not correctly represent the energy-averaged(bulk) temperature because of the thermal stratification phenomenon. Therefore some correction is introduced to predict the bulk temperature, but the correction inevitably contains uncertainty because the stratification is not defined well quantitatively yet. Therefore a large uncertainty for the correction has been used for the conservative estimation. But unrealistically large uncertainty causes degradation of the measurement method and yields difficulty to meet the acceptance criterion in start-up flow measurement test. In this paper, an analytical estimation is made on the correction and the related uncertainty using the measured hot leg velocity profile of System 80 reactor flow model test and the measured temperatures of YGN 3&4 and PVNGS 1&2 start-up tests. The results reveal that the magnitude of the correction uncertainty is much smaller than that used in the previous design. Therefore, the confidence on the flow rate measurement method can be improved and the difficulty in start-up flow measurement test can be lessened if the smaller correction uncertainty obtained through this estimation is applied.

Turbulent thermal mixing experiments by the injection of two parallel non-isothermal water jets have been performed. The turbulent velocities and fluctuations under the isothermal conditions have been measured using LDV system. The velocity vectors have been plotted in two dimensions from the data measured at 29$\times$16 points. The thermal mixing experiments also have been conducted, where we used 45 K-type thermocouples with a sheath diameter of 0.020" which were fixed with 5 mm distance in a line at a measured height. The measured heights were 5, 10, 20, 30, 40 cm from the upper end of rectangular nozzles. We measured the turbulent temperatures under the various flow velocity conditions with 12$^{\circ}C$ $\leq$ $\Delta$T $\leq$4$0^{\circ}C$. The sampling frequency and sampling time were about 420 Hz and 10 seconds, respectively. The measured results of equal velocity parallel jets were analyzed axially and radially to obtain the variation of temperature fluctuation.tion.

기존의 우회배관을 제거하고 원자로냉각재배관에 직접 RTD를 삽입하여 온도를 측정할 경우 취수부내의 유속이 기존에 비해 어떻게 변하는지 고찰하고자 한다. 이는 RTD응답시간 요건을 만족하기 위해서는 RTD SCOOP 내부유속이 3ft/sec이상이 되어야만 하기 때문에 중요하다. 이러한 유속을 계산하기 위해 취수부를 단순화하고 보수적인 가정에 의해 유체역학적으로 계산한 결과 이러한 요건을 만족하는 결과를 얻을 수 있었다. 또한 흡입구와 출구 Hole에서 차압의 대부분이 발생하므로 이부분의 부차계수가 유량계산에 절대적으로 영향을 미치고 있으며 아울러 원자로냉각재유량의 크기에 따라 미치는 영향을 계산한 결과 거의 비례적으로 증가하고 있으며 출구직경을 확대하므로 유량을 3.5 ft/sec까지 증가시킬 수 있다는 결과를 얻었다.

가압경수로의 부분충수 운전중 RHR 계통의 기능상실시 사고완화를 위해 가압기 manway와 증기 발생기 출구공동 manway를 동시에 개방한 경우에 대한 실험결과를 CATHAHR2 코드를 이용하여 해석하였다. 해석을 통해 이 경우에 발생하는 물리적 현상을 이해하고 이와 같은 과도기에 대해 코드 예측능력을 평가하므로 써, 실제 원전에서 사고시 적절한 사고대응 방안을 강구하는데 참고가 될 수 있도록 해석적 근거를 제시하고자 한다. 연구결과 CATHARE2 코드는 실험을 통해 관측된 주요 물리적 현상들을 타당하게 예측하였으나, 가압기와 밀림관의 DP를 과대 예측하여 원자로 상부공동의 최대압력을 실험보다 약 7kPa 높게 예측하였다. 노심 노출시간도 노심에서 기포율 분포를 비현실적으로 예측하여 실험보다 약 500초 지연되었다. 실험과 코드의 모의결과를 통하여 노심 노출은 중력주입에 의한 냉각수 보충만으로 충분히 회복될 수 있음을 확인하였다. CATHARE2 코드는 비록 상세한 현상들에 대해 다소 불확실성을 내포하였으나, 전반적인 거동분석에는 타당한 것으로 판단된다. CATHARE 코드는 노심에서 계면 마찰력을 줄임으로써 노심의 차압을 개선할 수 있었고, guide 튜브의 위치를 고온관 중심선과 일치시켜 guide 튜브내 액체의 hold-up 기간을 개선할 수 있었으며, 가압기의 계면 마찰력을 증가시켜서 밀림관에서 "plug and clearing" 현상을 모의할 수 있었다.모의할 수 있었다.

원자력발전소 운전시 원자로냉각재는 부식 방지를 위해 적절한 화학물질을 함유하고 있어야한다. 이러한 원자로냉각재의 수질화학 조절은 유량조절 기능과 화학제주입 기능을 가진 화학 및 체적제어계통의 화학제주입탱크 및 체적제어탱크에 의하여 이루어진다. 본 연구에서는 영광5,6호기에서 화학제주입계통의 연결위치를 충전펌프 후단에서 전단으로 변경하고, 원자로보충수펌프에 의하여 화학제주입을 수행할 경우 요구되는 주입운전시간 특성에 대해 수치해석을 이용하여 분석하였다. 분석은 설계요건에서 요구되는 화학제주입탱크의 용량 및 주입유량을 고정하고 탱크의 구조적형상 변경, disk block 설치 및 주입속도를 변경(입구배관 크기 변경)하여 각각의 경우에 대하여 시간변화에 대한 탱크 내에서의 유속분포, 농도분포, 평균농도 등 을 구하였다. 분석결과 발전소의 빠른 화학제주입운전을 위해서는 탱크 내에 혼합효과를 중대 시킬 수 있는 disk block의 설치가 요구됨을 알 수 있었다.

High pressure. high temperature steam/water blowdown test loop has been constructed. The loop simulates a pressurizer. depressurizalion system and In-Containment Refueling Water Storage Tank (IRWST) with full pressure and temperature conditions. and will be used to generate data for development of an optimal sparser as well as for design of safety/automatic depressurization system. In addition. experiments for reactor safety and pressurizer thermal hydraulics are scheduled. In this paper. general description of the Blowdown and Condensation (B&C) Loop will be given together with the test program.

수격현상(Waterhammer)으로 인한 과도압력하중은 월성원자력발전소 비상노심냉각계통 (Emergency Core Cooling System : ECCS) 설계의 주요 고려사항이다. 비상노심냉각계통은 특수안전계통으로서 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident : LOCA)후 일차열수송계통을 다시 채워주고 핵연료 손상을 막기위해 노심으로부터 잔열 및 붕괴열을 제거한다. 일차열수송계통으로의 비상냉각수 주입은 고압주입, 중압주입, 저압주입 3 단계로 주입된다. 과도압력이 발생될 것으로 예상되는 고압주입과 중압주입에 대한 6가지 사례들이 ECCS의 배관과 지지대 설계를 위해 고려되었다. 모든 사례에 대한 비상노심냉각계통의 과도압력 현상은 PTRAN 코드에 의해 해석 되었고 해석된 최고과도압력은 설계압력보다 작음을 알게 되었다. 모든 사례의 최고압력과 최고차압은 비상노심냉각계통 배관 및 지지대 설계를 위한 응력해석 자료로서 사용될 것이다.

COBRA-TF is a two fluid, three field subchannel code. Three fields are continuous vapor, continuous liquid and droplet. Some assessments are conducted to validate the related models and to estimate a code ability through dryout and post-CHF experiment in a tube and DNB test in rod bundles. It turned out form dryout and post-CHF experiment that the predicted dryout locations and wall temperature profiles are in close agreement with the experiments. On the other hand, DNB prediction of COBRA-TF are performed for two kinds of rod bundles along with EPRI CHF correlation. To estimate its performance COBRA-IV of homogeneous model is also run for the same data. The results say that COBRA-TF/EPRI is better in DNB prediction than COBRA-IV/EPRI. In addition the thermal-hydraulic behaviors due to the different two-phase flow models are presented at the condition of CHF.

To find the effects of pressure on critical heat flux (CHF) for the conditions of low pressures (especially up to 10 bar) and low mass flux (~300 kg/$m^2$s), a series of experiments have been accomplished by using uniformly heated Inconel-625 tube. The experimental ranges are as follows: pressure (from 1.2 to 8 bar). mass velocities (from 100 to 250 kg/$m^2$s) and the inlet subcooling ($\Delta$h$_{i}$ ＝ 350 kJ/kg). According to the experimental data, it is found that the CHF is nearly independent of the pressure and increases with mass flux. From the results of the CHF correlation assessment for this experimental data, we could find somewhat different tendency of CHF behavior from every other CHF prediction correlation and table.ation and table.

The dependence of the node size in the condensation heat transfer coefficient for an inclined surface is eliminated and two correlations applicable for laminar and turbulent regimes are implemented in RELAP5/MOD3.1. The newly implemented correlations are used according to their applicable ranges of the film Reynolds numbers Reps which are calculated recursively to track the condensate film thickness along the condensation length. The modified version is compared with the original one through comparison with an analytical solution and the simulation of the Secondary Condensers (SC). It turns out that the simulation results by this modified version are independent of the node size and are better agreement with the analytical solution than those by the original one.

In this paper, the steady 2-dimensional model for a long horizontal line with different end temperatures undergoing natural convection at very high Rayleigh number is proposed to numerically investigate the heat transfer and flow characteristics. The dimensionless governing equations are solved by using SIMPLE (Semi-Implicit Method for Pressure Linked Equations) algorithm which is developed using control volumes and staggered grids. The numerical results are verified by comparison with the operating PWR test data. The analysis focuses on the effects of variation of the heat transfer rates at the pipe surface, the thermal conductivities of the pipe material and the thickness of the pipe wall on the thermal stratification. The results show that the heat transfer rate at the pipe surface is the controlling parameter. A significant reduction and disappearance of thermal stratification phenomenon is observed at the Biot number of 5.0$\times$10$^{-2}$. The results also show that the increment of the thermal conductivity and thickness of the wall weakens the thermal stratification and somewhat reduces azimuthal temperature gradient in the pipe wall. Those effects are however minor, when compared with those due to the variation of the heat transfer rates at the surface of the pipe wall.

The blowdown transient pipe flows resulting from the actuation of the safety/relief valve (SRV) under valve opening conditions have been analyzed. The analytical model has been developed for a uniform pipe with friction through which the flow is discharged into a suppression pool in case of a sudden opening of the SRV The piping flow characteristics and dynamic loads are calculated. Effects of system pressure, pipe length and submergence depth are included.

Several analytical models for the departure from nucleate boiling (DNB) phenomenon have been developed during the last decade. Among these, Chang & Lee's model based on a bubble crowding mechanism is remarkable in the fundamental features characterized as the formulation of mass, energy, and momentum balance equation at thermal-hydraulic conditions leading to the DNB. However, Bricard and Souyri remarked that the assumption of stagnant bubbly layer at the DNB condition is questionable and the signs on the axial projections of the momentum fluxes at the core/bubbly layer interface in the momentum balance equations are erroneous. From this remark, Chang & Lee's model has been re-examined and modified by correcting the erroneous treatments in the momentum balance equations and removing the spurious assumptions. The revised model predicts well the extensive DNB data of water in uniformly heated tubes at low qualities and shows more accurate prediction compared with the original model.

증기방출계통은 원자력 발전소의 안전을 위한 계통인데 이 계통의 작동 초기에 복잡한 열유체적 현상과 더불어 큰 유체적 진동하중이 구조물에 발생하게 됨으로 이 계통의 설계 개발을 위하여는 이러한 초기현상에 대한 정성적 및 정량적인 이해가 요구된다. 이를 위하여 본 연구에서는 이러한 초기 현상을 해석할 수 있는 방법론을 개발하고 이를 이용하여 이 현상의 특성을 분석하였으며 종합적으로 유체적 진동 하중으로부터 구조물의 기계적 건전성을 확보하기 위한 이 계통의 설계 방향을 제시하였다.

영광 3,4호기 시운전시 저출력에서 증기발생기 수위 자동 조절이 어려웠던점을 바탕으로 급수 조절밸브의 용량을 검토하여 급수조절밸브의 최적 용량 계산을 하였다. 급수조절밸브의 성능을 모사하기 위해 계통성능해석 전산코드인 LTC 코드를 이용하였다. 급수조절밸브의 최적 용량 계산 결과 기존의 경우보다 용량이 증가되었으며 LTC 코드로 성능을 모사하여 분석한 결과 기존의 저출력 운전시 발생하였던 문제점들이 해결될 수 있을 것으로 판단되었다.

증기주입기간 고온, 고압의 증기 열에너지를 운동에너지로 전환하여, 저압의 피주입수를 고압의 계통으로 펌핑하는 장치를 말한다. 원자로에서 과도상태나 사고 발생시, 저온 저압의 냉각수를 고온 고압의 계통으로 주입시켜야 되는 상황이 종종 발생한다. 기존 원자로의 경우 먼저 여러 가지 능동적인 수단을 사용하여 계통의 압력을 떨어뜨린 후, 능동기기를 사용하여 냉각수를 주입시킨다. 냉각수를 주입시키기 위해서는 먼저 계통의 압력을 떨어뜨려야 한다. 기존 방식의 단점으로는 감압이 어렵고, 능동기기에 대한 전원 유지가 필수적이며, 능동기기(펌프)의 고장 가능성을 들 수가 있다. 증기주입기는 감압 및 구동력이 필요하지 않고, 움직이는 부분이 없이 노즐과 밸브로만 구성되어 있이, 냉각수 주입계통의 신뢰도를 크게 향상시킬 수 있다. 따라서 광범위한 운전 조건하에서 안정되게 작동할 수 있는 증기주입계통을 개발하기 위한 분석 기법연구 및 분석 코드를 개발하였다.

액체금속로 계통의 중간열교환기 (IHX) 설계 및 해석을 위한 방법론을 개발하기 위한 일차적인 작업으로 일반적인 관-통형 열교환기의 통측 압력 손실에 대한 연구를 수행하여 통측의 유동 특성을 조사하고 이러한 특성을 바탕으로 압력 손실 분석모형 전산 코트 ASTEEPL 을 개발하여 측정자료와 비교한 결과 그 분석결과가 잘 일치하였으며 개발된 분석 모형을 이용하여 관-통형 열교환기 설계 인자와 압력 손실 및 교환기내의 유량간의 관계를 분석 하였다.

1979년 3월 Three Mile Island 2 (TMI-2) 발전소에서 사고가 발생했을 때 원자로용기내에 생성된 수소기체로 인하여 운전원은 원자로용기의 수위를 정확히 측정할 수 없었으며, 이로 인하여 사고상태를 신속히 파악하지 못하였다. TMI 사고이후 미국 원자력규제위원회 NRC는 이 같은 문제점을 해결하고자 미국내 모든 원전에서 사고 또는 비정상 조건이 발생할 경우에 원자로 용기 수위에 대하여 운전원이 신뢰성을 갖을 수 있는 후속조치를 수행토록 요구하였다. 또한 미국의 대표적인 전력연구소인 EFRI에서는 개량형 경수로 (Advanced Light Water Reactor : ALWR) 설계 요건으로 이러한 설계가 반영되도록 요건화 하였다.［1］. 본 논문에서는 2,825 MWt급 한국형 표준원전을 대상으로 EPRI에서 요구한 설계요건에 따라 TMI 2 발전소에서와 같은 사고로 인하여 수소기체가 발생했을 경우와 발전소가 비정상 상태로 인하여 증기가 발생했을 경우에, 이를 신속히 제거하여 운전원이 원자로용기의 수위를 정확히 감지할 수 있도록 하는 설계 방안을 검토하였다. 따라서, 설계방안으로 원자로용기에 모인 증기 또는 수소기체를 계통중 가장 높은 위치에 있으며, 계통구성 기기중 유일하게 2상을 유지하고 있는 가압기로 배출시키고자 두 기기간에 연결관을 설치하는 방안에 대해서 분석하였다. 원자로용기 상부해드와 가압기를 연결하는 방안은 여러가지가 있으나, 검토한 결과 한국형 표준원전에서는 연결관을 가압기 상부해드보다 4m 높게하여 원자로용기 상부해드와 연결하는 방안이 EPRI의 설계요건을 만족하면서 기존설계에 영향을 가장 적게 미치는 적합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고

일반구동 펌프에 제트 펌프를 결합시킨 복합 펌프 체제의 기본 특성 파악을 위하여 일차원 유동 모형을 이용하여 제트 펌프 자체의 기본적인 작동 특성을 분석하고 복합체제에서의 설계인자와 성능인자간의 상관성을 분석하여 제트 펌프의 일반적인 작동조건도를 작성하였고 바람직한 제트 펌프 구동을 위한 지표를 설정하였다.

원자력발전소에는 원자로냉각재펌프와 같이 원심펌프가 많이 쓰이고 대부분의 펌프가 탈설계점에서 운전되고 있다. 이러한 펌프의 성능을 예측하거나 개선하고자 할 때 성능해석코드는 매우 유용하다. 본 연구에서는 기존성능해석프로그램의 문제점인 탈설계점에서의 성능예측 정확도가 많이 떨어지는 점을 개선하고 기존해석방법론을 검토하여 유량변화에 관계없이 일정한 값을 갖는 Slip factor의 문제점을 보안, 유량에 따라 적절히 보상하는 Slip factor를 고려하였고 각종 손실구조 및 적절한 손실모델을 도출하여 새로운 프로그램을 개발하였다. 또한 이 프로그램을 이용한 계산결과를 실험자료 및 기존의 상용코드 해석결과와 비교한 결과, 극저유량운전범위를 제외하고는 전유량 범위에 걸쳐 매우 양호한 결과를 얻었다.

중수로형 원전에서 일차측 냉각수를 순환시키는 주연수송펌프가 정상운전중 갑자기 정지하는 사고를 강제순환 상실사고라 한다. 강제순환 상실사고는 주열수송계통을 과도압력상태로 만들며, 일반적으로 펌프에 공급되는 IV등급전원 상실사고와 기계적 손상에 의한 주열수송펌프 고착사고로 분류할 수 있다. 본 논문에서는 강제순환 상실사고에 대하여 중수로계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT를 이용하여 주열수송계통의 과도압력상태를 해석하였다. 카나다 원자력 규제위원회(AECB)의 과압 방지조건인 R-77 요구조건에 적절한 유효트립변수를 결정하기 위한 해석이 수행되었으며, 증기발생기 오염상태와 액체방출밸브 작동여부가 고도압력상태에 미치는 영향을 고찰하여 보수적 조건을 제시하였다. 또한 위와같이 결정된 보수적 조건을 근거로 ASME 코드에 명시된 과압 한계치에 대한 만족여부와 과도압력상태에 따른 주열수송계통의 열수력학적 거동을 고찰하여 보았다. 해석결과, 강제순환상실사고시 주열수송계통은 R-77 요구조건에 적합한 원자로트립변수에 따라 안정화되었으며, 계통의 최대압력은 ASME 코드가 규정한 한계치내에 있음을 알 수 있었다.

The thermal-hydraulic effects of removing the RCC guide thimble plugs are evaluated for Westinghouse type PWR plants as a part of feasibility study: core outlet loss coefficient, thimble bypass flow, and best estimate flow. It is resulted that the best estimate thimble bypass flow increases about by 2% and the best estimate flow increase approximately by 1.2%. The resulting DNBR penalties can be covered within the current DNBR margin. Accident analyses are also investigated and the dropped rod transient is shown to be limiting and relatively sensitive to bypass flow variation.

A three-dimensional thermo-hydraulic computer code is developed for simulation of incompressible flows in complex geometries. The computer code employs a body-fitted, nonorthogonal grid system in order to efficiently handle the complex geometries encountered in many engineering applications. The finite volume method is used to discretize the governing equations and the convection term is treated by higher-order bounded schemes. The cell-centered, nonstaggered grid arrangement is adopted and the resulting checkerboard pressure oscillation is avoided by use of momentum interpolation practice. The computer code employs the SIMPLE algorithm for pressure and velocity coupling and the k-$\varepsilon$ turbulence for turbulent calculation. The computer code has been tested through application to a variety of test problems and some results are presented in this paper

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydrauric Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하였다.

가압기의 유체 조건이 증기에서 이상유체로 변화하는 완전급수상실사고 경우에 대한 안전감압계통의 가압기 노즐 및 밸브 전단에서의 유량, 밸브 후단에서의 압력 변화 등 RELAP5/MOD1과 RELAP5/MOD3로 계산된 열수력 조건이 유사한 추세를 나타내었다. 또한 RELAP5/MOD1-CALPLOTFIII와 RELAP5/MOD3-CALPLOTFIII 전산체제로 계산된 안전감압계통의 각 배관부위에서의 동하중도 유사한 추세를 나타내었다. 즉, RELAP5/MOD1-CALPLOTFIII와 RELAP5/MOD3-CALPLOTFIII 전산체제를 이용한 안전감압계통의 열수력 과도현상 해석 결과가 유사하여 RELAP5/MOD1 대신에 RELAP5/MOD3가 안전감압계통의 열수력 과도현상 분석에 대체사용될 수 있을 것으로 판단된다. 그러나 본 연구는 안전감압계통에 국한하여 수행되었으며, RELAP5/MOD1과 RELAP5/MOD3를 이용한 가압기안전밸브 방출배관에 대한 기존의 연구 결과에 의하면 RELAP5/MOD3가 만족스러운 곁과를 제공하지 못하는 바, 다른 계통에 RELAP5/MOD1 대신 RELAP5/MOD3를 대체적용하기 위해서는 개별적으로 각 계통에 대한 비교 평가가 선행되어야 할 것으로 판단된다.

In this study the RETRAN-03 code was modified to analyze the thermal-hydraulic transients under three-dimensional ship motions for the application to the future marine reactors. First Japanese nuclear ship MUTSU reactor have been analyzed under various ship motions to verify this code. As results, typical thermal-hydraulic characteristics of marine reactors such as flow rate oscillations and S/G water level oscillations are successfully simulated at various conditions.

In the present the mean temperature and the temperature fluctuation of non-isothermal parallel liquid sodium jets were measured and analyzed changing the temperature difference and mean velocity of the hot and cold sodium. The sampling frequency and sampling time were 420Hz and three seconds, respectively. The wave-form characteristics were discussed in regard to the peak-to-peak amplitudes and the periods provided by a wave analysis. And also the correlations of the temperature fluctuation in rms value and the peak amplitude are derived. The overall mean accuracy ratios of the correlations are 1.07 and 1.08 with a standard deviation of 0.17 and 0.15, respectively.

원자로 입구노즐에서 원자로 냉각재 펌프에 의한 맥동압력 준위를 원자로 하향통로와 저온 관을 상관시켜 예측하는 방법에 관하여 분석하였다. 원자로 하향통로에서의 맥동압력은 원자로 내부구조물의 건전성 평가에 쓰이는 중요한 인자로 이 값을 정확히 구하기 위해서는 경계조건인 입구노즐에서의 맥동압력을 정확히 예측해야 한다. 이를 위해 원자로 하향통로와 저온관을 상관시켜 원자로 입구노즐에서의 펌프에 의한 맥동압력 준위를 계산하였으며 Palo Verde Unit 1의 실험치와 비교 분석하였다. 분석 결과, 제시된 맥동압력 준위 예측모델은 500℉의 경우 비교적 잘 일치하였으나, 565℉의 경우 상당한 차이가 있었으므로 추가적인 검토 및 수정 작업이 요구된다.

A simulation model for the transient behavior of CANDU U-tube steam generator(UTSG) has been developed for application to the simulation of operational transient behavior of CANDU nuclear power plant. For application to CANDU UTSG. tile design characteristics of CANDU UTSG such as Wolsong Units, feedwater inlet near the tube sheet. is approximated. For realistic prediction of thermal hydraulic behavior of and tube bundle region is divided into two separate control volumes, subcooled region and saturated region. and the variation of thermal hydraulic properties within a control volume is considered. Test results for typical CANDU operational transient case show reasonable transient behavior of steam generator and considered to be applicable to the simulation of overall plant.

A two-step approach has been used to obtain a new transition criterion for the stratified and nonstratified flow in horizontal pipe: (1) In the first step, a more general expression than the existing models for the flow transition criterion has been derived from the analysis of singular points and neutral stability conditions, or the parallel lines conditions of the transient one-dimensional two- phase flow equations of two-fluid model. (2) In the second step, introducing simplifications and incorporating a parameter into the general expression obtained in the first step to satisfy a number of physical conditions a priori specified, a new simple flow transition criterion for horizontal pipes has been derived. Comparison between results predicted by the present theory with the experimental data and theories in the pipe flow conditions, show good agreement.

The one-third calibrating relation by steady solution can cause large error when applied to an unsteady flow with large amplitude waves. Extended calibrating method, which can treat the normal convective contribution, is developed. The normal mass convective term is included into the 2-D mass transport equation by means of rms value and random function. The unknown shear rate is numerically determined by solving the 2-D mass transport equation inversely. This recovery method which predicts the unknown shear rate is constructed. It is found that it works very well without distortion. The inclusion of the normal convective term has a negligible effect on the mass transfer coefficient.

Analyses of the viscous and end effects on electromagnetic (EM) pumps of annular linear induction type for the sodium coolant circulation in Liquid Metal Fast Breeder Reactors have been carried out based on the MHD laminar flow analysis and the electromagnetic field theory. A one-dimensional MHD analysis for the liquid metal flowing through an annular channel has been performed on the basis of a simplified model of equivalent current sheets instead of three-phase currents in the discrete primary windings. The calculations show that the developed pressure difference resulted from electromagnetic and viscous forces in the liquid metal is expressed in terms of the slip, and that the viscous loss effects are negligible compared with electromagnetic driving forces except in the low-slip region where the pumps operate with very high flow velocities comparable with the synchronous velocity of the electromagnetic fields, which is not applicable to the practical EM pumps. A two-dimensional electromagnetic field analysis based on an equivalent current sheet model has found the vector potentials in closed form by means of the Fourier transform method. The resultant magnetic fields and driving forces exerted on the liquid metal reveal that the end effects due to finiteness of the pump length are formidable. In addition, a two-dimensional numerical analysis for vector potentials has been performed by the SOR iterative method on a realistic EM pump model with discretely-distributed currents in the primary windings. The numerical computations for the distributions of magnetic fields and developed pressure differences along the pump axial length also show considerable end effects at both inlet and outlet ends, especially at high flow velocities. Calculations of each magnetic force contribution indicate that the end effects are originated from the magnetic force caused by the induced current ( u x B ) generated by the liquid metal movement across the magnetic field rather than the one (E) produced by externally applied magnetic fields by three-phase winding currents. It is concluded that since the influences of the end effects in addition to viscous losses are extensive particularly in high-velocity operations of the EM pumps, it is necessary to find ways to suppress them, such as proper selection of the pump parameters and compensation of the end effects.

An analytical model to calculate rate of vapor generation due to heterogeneous wall nucleation in flashing flow is developed. In the present model, an important parameter of the vapor generation term, i.e. nucleation site density is calculated by integrating its probability distribution function with respect to active cavity radius. The limits of integration are minimum and maximum active cavity radii, and these are formulated using an active cavity model for nucleate boiling. This formulation, therefore. can statistically account for the effect of surface specific thermo-physical and geometric conditions on the vapor generation rate and flashing inception. For verifying the adequacy of the present model, steady state two-fluid and the bubble transport equations are solved with applicable constitutive equations. The applicable region of the bubble transport equation is also extended to churn-turbulent flow regime to predict interfacial area concentration at high void fraction. Predicted results in terms of axial pressure and void fraction profiles along the channels are compared with experimental data of Super Moby Dick and BNL Reasonable agreements have been achieved and this shows the applicability of the present model to flashing flow analysis.

The Interfacial friction factor for the countercurrent stratified air-wafer flow has been experimentally investigated in nearly horizontal and inclined pipes. The presence of the hydraulic jump may significantly affect both the flow pattern and the interfacial friction factor. The measured values of f$_{i}$ in nearly horizontal and two inclined pipes are of the same order of magnitude but the dependencies of the air and water velocities are slightly different.t.

The hydraulic tests for 16$\times$16 JDFA were performed to obtain the pressure loss coefficients using the FACTS. The pressure loss coefficients are calculated by converting the each properties of experimental values for inlet region, mixing vane grid, outlet region and core region by performing a power fit of the pressure loss coefficient values to the corresponding Reynolds number. The test results are compared with the existing calculated values and evaluated by using the CALOPR code in terms of pressure drop. It is turned out that the differences between the test results and the calculated values are about by 3.8% for the pressure loss coefficients and by 8.5% for the pressure drop.

LSTF의 주증기배관 파단사고 실험(RUN SB-SL-01)에 대한 RELAP5/MOD2 해석결과를 제시하고, LSTF의 RUN SB-SL-01 실험결과 중에서 일차측과 이차측 사이의 열전달률에 촛점을 맞추어 증기발생기 이차측 및 일차계통의 압력, 온도 등과 같은 주요변수를 조사하여 RELAP5/MOD2코드의 성능을 평가하였다. 10% 주증기배관파단사고에 관한 최적 평가에서 주요 매개변수의 전체적 추세가 비교적 잘 예측되었다. 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하는 기간 동안에는 계통 압력에서 작은 차이가 발생함을 알 수 있었는데, 압력차 발생은 가압기가 비어 있거나 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하기 때문으로 판단된다.

Coolant flow distribution to the assemblies and core coolant/component temperatures should be determined in LMR core steady state thermal-hydraulic performance analysis. Sodium flow is distributed to core assemblies with the overall goal of equalizing the peak cladding midwall temperatures for the peak temperature pin of each pin bundle, thus pin cladding damage accrual and pin reliability. The flow orificing analysis for conceptual design will be performed with Excel spreadsheet program ORFCE which was set up and tested, using the calibration factors based on available analyses data. For the verification of this program, flow orificing calculation for the MDP 840MWth core was performed. The calculational results are satisfactory compared to those of CRIEPI calculation.

원자력 발전소의 일차계통 부분충수운전시 잔열제거 계통 입구에서 자유수면 와동으로 인해 계통에 공기가 흡입될 수 있으며 이로 인해 계통이 상실되거나 계기에 오차가 유발되어 많은 안전상의 문제를 야기할 수 있다. 이러한 문제들을 해결할 수 있도록 흡입구의 구조를 개선하기 위해 다양한 구조에 대해 실험을 수행한 결과 깔때기 모양과 우회유로를 설치한 경우. 그리고 기존 T자형에 와동 방지판을 부착하는 것이 매우 효과적임이 밝혀졌다. 하지만 깔때기 모양이나 우회유로의 경우는 배관구조의 변경이 필요하여 따라서 기존 발전소나 신설 발전소에 적용시 문제점이 많으므로 필요시 붙이고 불필요하면 제거가능한 탈착식인 다공 와동 방지판을 최종적으로 선정하였다. 이 경우에 대하여 1/4 축소 실험장치로 실험한 결과 운전유량 영역에서 와동의 발생으로 인한 공기흡입과 펌프의 정지를 획기적으로 줄여주는 것으로 밝혀졌다.

The predictions of the COBRA-IV-I code with the modified turbulent mixing and void drift models have been compared with the diabatic two-phase flow data on equilibrium quality. The turbulent mixing model based on an equal mass exchange of the existing COBRA-IV-I code has been modified to that based on an equal volume exchange between adjacent subchannels, and a void drift model has been newly incorporated in the code. To evaluate the performance of the equal volume exchange turbulent mixing model and the effects of the void drift model, the diabatic steam-water two-phase flow data obtained for the 9-rod bundle test under the typical operating conditions of the boiling water reactor(BWR) conducted by the General Electric (GE) were analyzed by the modified COBRA-IV-I code. The analysis indicates that the equal volume exchange turbulent mixing model with void drift predicts the observed two-phase flow data trends better than the equal mass exchange model, and to predict the correct data trends a more physically based void drift model need to be developed.

일체형원자로에 적용될 모듈러 관류형증기발생기의 열적최적설계방법론을 제시하였다. 한국원자력연구소에서 개발된 ONCESG 프로그램을 사용한 scoping계산을 통해, 직관과 나선전열관을 사용하는 관류형 증기발생기의 서로다른 최적화 방법론이 제시되었다. 또한 전체플랜트의 열평형설계와 관류형 증기발생기의 열적최적설계 사이의 상호관계 및 관류형증기발생기의 사용이 일체형원자로의 제어논리설계에 미치는 영향도 연구되었다.

액체금속로 IHX 의 열전달 해석모형을 개발하기 위한 일차적인 단계로서 교차류 열전달 모형특성에 대한 연구를 수행하였는 그 주요내용은 새로운 대수화 (finite differencing) 기법인 경계점 기법의 특성을 분석하여 이기법의 적절성을 확인하고 IHX 기하형태 및 운전 요건에 따른 격자수에 대한 요건을 분석하고 이로부터 IHX 해석에 간이 이차원 해석 모형 사용의 타당성을 확인하였다.

차세대원자로(KNGR) 안전주입계통은 원자로용기 하향유로(RVDC)로 직접주입(DVI)되도록 설계되며 이는 4-트레인 안전주입계통의 설계에 있어 고유한 기본구조이다. DIV 채택으로 인해 가압열충격(PTS)과 관련된 인허가 상의 관심사론 조사하고 DVI 주입구 위치에 대한 RVDC에서의 유체거동과 온도분포를 상용전산코드인 FLOW3D를 이용하여 분석하였다. PTS관점에서 가장 최악의 경우인 외부 전원상실을 동반한 영출력 주증기관 파단사고를 해석대상으로 하였으며 사고후 570 ~ 600초 사이의 과도상태를 분석하였다. 본 연구의 결과로 주증기관 파단으로 야기되는 자연순환에 의한 열혼합은 충분히 이루어져 RVDC에서의 온도가 R $T_{PTS}$ 이상임을 확인했고 손상루프측 위의 DVI 주입구의 유동중 일부가 손상루프측 저온관 유동과 상호작용하여 건전루프측 저온관아래로 흐르며 이 영향으로 건전루프측 저온관 아래에서의 온도가 국부적으로 감소함을 확인하였다.다.

현재 사용중인 Non-LOCA 해석용 인허가 코드들은 특정한 형태의 가압경수로에 맞게 짜여진 것들이어서 모든 형태의 가압경수로에 적용할 수 있는 범용 코드의 개발이 필요한 실정이다. 이를 위하여 한국원자력연구소에서는 웨스팅하우스 및 CE형 발전소에 공히 적용할 수 있는 과도현상 해석 코드인 TASS코드를 개발하고 있다. 이 TASS코드는 실시간보다 빠르게 핵증기계통에 대한 모의계산을 수행하며 대화식의 입출력을 통하여 사용자가 원하는 과도현상을 정확히 모사할 수 있다. 이 TASS코드의 웨스팅하우스형 발전소에 대한 적용타당성은 이미 검증되었으며, 본 논문에서는 CE형 발전소에 대하여 TASS 코드를 적용하여 Non-LOCA 인허가 해석을 하기위한 검증을 위해 주급수관 파단사고 및 주증기관 파단사고에 대하여 RELAP5/MOD3 코드와의 비교계산을 수행하였다.

고온으로 유지되는 원자로에는 열손실을 줄이기 위하여 단열재가 설치되어 있다. 일반직으로 열손실 시험에서 나타난 실제 열손실은 설계상의 열손실보다 크며, 이의 원인은 단열설계의 부적절, 단열재 설치상의 미흡 등에 기인한다. 본 연구에서는 단열재 두께와 간격에 대한 열전달 특성을 분석하여 단열설계변수를 최적화하며, chimney effect에 의한 열손실 증가를 정량적으로 분석하였다. 본 연구의 결과는 원자로용기 뿐아니라 가압기, 증기발생기 등의 큰 규모의 단열재 설계에 적용될 수 있다.

The existing CHF correlations for internally heated concentric annulus channels are assessed using KAIST CHF database for uniformly heated vertical annuli. Six annulus correlations (Jannsen-Kervinen. Barnett, Levitan-Lantsman, Kumamaru et al., Doerffer et al., and Bobkov et at.) are chosen for assessment based on literature survey and Groeneveld et al.'s CHF table for round tube is also assessed for comparison. Among the above correlations, two are inlet-condition type and others local conditions type. To make the comparison meaningful, the local-condition-type correlations are assessed in two ways: direct substitution method (DSM) and heat balance condition method (HBM). Totally 1174 data are classified into 10 groups based on pressure and mass flux conditions and correlations are assessed to each group separately. Prediction capability of each correlation depends on the data group and none shows the best prediction over the entire group. In overall, the correlations by Doerffer et al. and Jannsen et al. appear to be the best, but Barnett or Levitan-Lantsman correlations also show reasonable prediction for most groups. However, the low-pressure, ]ow flow CHFs are not well predicted by any correlations. The CHF table for round tubes overpredicts the CHF in annuli at fixed local conditions.

The effects of a mixing vane on air-water mixed flow have been experimentally studied in this work, to investigate the basic mechanisms that the mixing vane affects critical heat flux (CHF). Experiment was performed for various flow rates focusing on bubbly flow and annular flow patterns. Acrylic tube (1.7m long, 11 mm I.D.) and the split vane type mixing vane were used, and ring-type conductance probes were used to measure the liquid film thickness in annular flow. Experimental results show that, (a) bubbly-to slug flow transition and churn-to-annular flow transition occur respectively near the mixing vane compared to the tests without mixing vane, (b) in bubbly flow region, the mixing vane breaks the bubbles into smaller ones and forwards bubbles to the center region of the tube by the centrifugal force, (c) the liquid film thickness in annular flow is decreased near the mixing vane for mass fluxes.

The pool-boiling critical heat flux (CHF) of water on small flat plates has been experimentally investigated focusing on the effects of the inclination angle and size of the heated surface under near atmospheric pressure. The second-phase experiment was accomplished to find out the general CHF behavior for over-all inclination angles from -90$^{\circ}$ to 90$^{\circ}$using two plate-type test sections (30$\times$150 mm and 40$\times$150 mm) submerged in a slightly subcooled water pool. Test results generally confirm the first-phase findings and show little effect of inclination angle for inclined upward-facing cases. CHF position moves to lower position with the increase of the heater characteristic size and inclination angle(from -30$^{\circ}$to 60$^{\circ}$).

한국원자력연구소에서는 광범위한 열유동조건에서 CHF 실험을 수행하기 위해 고온, 고압으로 운전할 수 있는 RCS 열수력 Loop를 제작하고 기초 실험자료를 얻기 위해 환상 유로에서 CHF 측정실험을 수행하였다. 실험은 압력 1.82Mpa, 질량유속 300~566kg/$m^2$.s Test Section입구 Subcooling 18$^{\circ}C$ 및 47$^{\circ}C$의 범위에서 수행되었다. CHF 실험자료와 Doerffer의 CHF 상관식을 비교한 결과 상관식은 실험치 보다 최고 160% 크게 예측하였고 Doerffer 상관식은 저유량 영역에서 적용이 어려워질 것으로 예상되었다. 따라서 저유량 영역의 체계적인 CHF 실험자료가 필요하다.

In this study, the mechanistic critical heat flux (CHF) model and correlation for water are derived based on flow excursion (or Ledinegg instability) criterion and the simplified two-phase homogeneous model. The relationship between CHF for the water and the principal parameters such as mass flux heat of vaporization, heated length-to-diameter ratio, vapor-liquid density ratio and inlet subcooling is derived on the developed correlation. The developed CHF correlation predicts very well at the applicable ranges, 1 < P < 40 bar, 1, 300 < G 27, 00 kg/$m^2$s and inlet quality is less than -0.1. The overall mean ratio of predicted to experimental CHF value is 0.988 with standard deviation of 0.046.

물질전달과 열전달의 유사성을 이용하는 나프탈렌 승화법을 핵연료집합체 모델에 적용하여 봉다발에서의 국소 열전달 계수의 분포를 측정하였다. 실험 모델은 가압경수형 원자로에서 나타나는 부수로 즉, 벽면 부수로와 모서리 부수로 및 내부 부수로로 구성되는 3$\times$3 봉다발이다. 봉다발에서의 국소 열전달 계수 값은 부수로의 형상과 인접한 봉 및 벽면의 영향이 크게 작용하는 것으로 측정되었다. 내부 부수로에 둘러져 있는 봉에서의 국소 열전달계수값은 봉과 봉 사이에서는 부수로 중심 방향보다 낮았고, 평균열전달계수는 Dittus-Boelter의 상관식보다 약간 낮은 값을 보였다. 벽면 부수로에 인접한 봉에서의 열전달계수는 벽면의 영향으로 내부 부수로에 있는 봉보다 상대적으로 낮았으며, 모서리 부수로의 봉에서는 벽면의 영향이 증대되어 더욱 낮게 나타났다.

CANDU-6형 원자력발전소인 월성 2,3,4호기 비상급수계통의 성능을 평가하기 위하여 설계기능 수행과 관련된 변수로서 격납건물내 집수조(sump) 온도와 열수송계통으로 주입되는 냉각재온도를 사용한 분석을 수행하였다. 이 온도들은 NTU(Number of Transfer Unit)방법을 이용한 비상노심 냉각계통 열교환기의 열전달속도와 열전달계수의 해석을 열평형관계식과 함께 조합한 프로그램을 사용하여 계산하였다. 또한 증기발생기 급수량과 추후 수조에 공급되는 보충수에 대한 설계요건을 검토하였다. 이러한 변수와 설계요건은 비상급수계통이 발전소 정상 열제거기능 상실후 노심의 붕괴열제거에 유효한 열침원으로서의 기능을 수행함을 보여 주었다. 또 격납건물의 건전성 유지와 관련된 집수조내 최고온도가 허용치 이하로 유지되었다.

A simple set of the transition criterion of the condensation regimes and the heat transfer coefficients on the direct contact condensation of the core makeup tank is developed, and implemented in RELAP5/MOD3.1 The condensation regimes are divided into two regimes: supply limit and condensation limit. In mode]ing the transition criterion between two regimes, a large-eddy model developed by Theofanous is used, and the empirical coefficient of the present large-eddy model is close to that of the large-eddy model. It turns out that the modified code better predicts the experimental data, especially the injection flow rate and the water level trend than the original code does.

피동 원자로용기 냉각계통은 원자로 용기를 둘러싸고 있는 격납공기 외부가 공기에 자연순환에 의해 냉각하는 방식으로 공기 흐름 구동력은 원자로용기의 외부 유로의 공기와 주변 대기와의 밀도 차이에 의하여 피동적으로 형성됨에 따라 높은 작동 신뢰성이 보장된 개념으로서 본 연구에서는 공기입구 위치에 따른 영향 및 격납용기와 유로 벽면간의 복사 효과 까지를 고려 할 수 있도록 해석 모형을 개선 시키고 개선된 모형을 이용하여 계통을 구성하는 설계인자들이 계통의 성능 및 크기에 미치는 영향등을 분석하였다. 이러한 분석을 통하여 공기의 입구 위치가 계통의 열제거용량에 미치는 영향, 상향공기 유로에서의 복사 열전달 고려 유무가 해석 결과에 미치는 영향 그리고 설계인자와 계통 성능간의 상관성을 밝혔다.

Thermal-hydraulic performance has been analyzed for an advanced reactor core loaded with hexagonal fuel assemblies. Currently available CHF prediction models and data base for triangular lattice bundles have been thoroughly reviewed, and as a result the KfK-3 CHF correlation with limit CHFR of 1.235 has been determined to be most appropriate. The pressure drop model in COBRA-IV-I code has been modified for the analysis of triangular lattice rod bundles. In view of maximizing the thermal margin, the geometry of a hexagonal fuel assembly, such as rod diameter and rod pitch, has been optimized with a fixed fuel assembly cross sectional area The optimum value of the moderator-to-fuel volume ratio is estimated to lie between 0.65 to 1 with 9.5 mm rod diameter. The thermal margin of these hexagonal fuel assemblies in the AP600 core has been evaluated and compared with that of square lattice fuel assemblies such as VANTAGE-5H and KOFA. The analysis result shows that the performances of hexagonal fuel assemblies are more favorable than the square fuel assemblies in the aspect of steady-state overpower margin.

영광 3&4호기의 부분충수운전시 정지냉각계통 최소유량의 감소에 따른 영향을 노심의 잔열제거 능력 및 저압안전주입펌프의 성능 측면에서 분석하였다. 정지냉각계통 성능해석용 전산코드인 KDESCENT를 수정하여 사용하였으며 보수적인 초기조건 및 가정을 사용하였다. 분석결과 부분충수 운전동안 원자로냉각재의 최고 허용온도를 작업자의 접근을 위한 설계온도인 140 ℉로 설정할 경우 원자로 정지후 4일 시점에서 이를 만족할 수 있는 정지냉각계통의 최소유량은 실제값으로 3000 gpm(계측기의 오차포함 3440 gpm)임을 알 수가 있었다. 이 유량은 붕산희석이나 성층화, 저압안전 주입펌프의 성능 측면에서도 허용가능한 값이다.

내부부수로, 벽면부수로, 모서리부수로를 포함하는 가압경수로형 원자로의 핵연료집합체를 모의하는 3$\times$3 봉다발을 모델로 수치해석을 통해 봉다발 주변의 유동특성을 알아보고 각 봉에서의 원주방향 위치에 따른 국소열전달 특성에 관해 고찰하였다. 봉다발에서 열전달계수의 분포는 벽면영향으로 인한 각 부수로에서의 유속분포와 밀접한 관계가 있으며 내부부수로에 인접한 봉에서 가장 높았고, 그 다음이 벽면부수로, 모서리부수로에 인접한 봉에서는 가장 작게 나타났다. 현재 핵연료의 열수력 설계시에 적용하고 있는 부수고 내의 모든 열수력학적 변수가 일정하다고 가정하는 부수로 해석방법은 봉다발내의 실제 열전달 현상과는 상당한 차이가 있음을 보여주었다.

1000MWt 급 가압경수로의 질량 및 에너지 방출량을 감소시키기 위한 방안으로 울진 3,4호기를 기준으로 안전주입계통의 형태 및 용량을 변화시키면서 원자로냉각재펌프 토출관 및 고온관 파단에 대한 질량 및 에너지 방출량 계산과 격납건물 첨두압력 및 온도의 민감도를 분석하여, 후속호기 설계에 활용하고자 한다. 분석한 여러 경우 중에서, 토출관 파단사고시 안전주입탱크 용량은 변화시키지 않고 고압안전주입펌프 용량을 l75%로 증가시키면서 저압안전주입펌프를 제거하였을 경우가 격납건물 첨두압력 및 온도가 61.98 psia (3.32 kg/$\textrm{cm}^2$A), 288.03 ℉ (142.24$^{\circ}C$)로써 가장 낮게 나타났다. 이러한 결과는 격납건물의 설계여유도를 기존보다 더 확보하므로 안전성이 향상 될 뿐만 아니라. 저압안전주입펌프를 안전주입계통에서 제외함으로써 발전소 운전에도 큰 도움이 될 것이다.

New methodology for mass and energy release assessment in LBLOCA post blowdown is needed and, first of all, the phenomenologically improved and quantitative assessments through experiment are essential. For tile experiment of a hot leg break LBLOCA in post blowdown, the test facility was set and its feature is that tile broken hot leg has two broken sections in the tore side and in the SG side respectively and a separation valve between the two in order to measure the release rate dividedly. Specially it was focused on whether the mass release through the SG side broken section happened or not. The mass release through the core side broken section is dependent on tile safety injection flow and that through the SG side broken section varies depending on several factors. The principal factor is the primary system pressure and the subfactors such as SI flow rate, SI temperature and initial primary pressure, may contribute, too.

최근 웨스팅하우스사가 SECY-83-472에 근거하여 개발한 최적평가방법론인 WCOBRA/TRAC UPI EM을 이용하여 Appendix K, Superbounded, Nominal 계산을 고리 1호기에 대하여 수행하였다. 15%증기발생기 관막음율, 출력 첨두 계수 2.35, 최대 선형 열출력 15.588kw/ft을 사용하여 계산한 결과 Appendix K 최대 피복재 온도는 1941℉로서 KAERI/Siemens가 RTSR 작성시 수행한 해석에 비하여 운전여유도가 증가한 것으로 나타났으며, 그 결과가 SECY 방법론에 합당함을 확인하였다.

The KNGR has an advanced ECCS design feature which employs four mechanically-separated SI trains where each train consisting of one HPSI pump and one SIT injects ECC water directly into the reactor vessel downcomer annulus. To demonstrate that the KNGR ECCS design features meet the EPRI ALWR requirements of no core uncovery for a break of up to 6 inch diameter, small break LOCA cases with various break sizes were analyzed using a best-estimate analytical procedure. Two kinds of break locations are considered: cold leg and DVI line breaks. It was observed that the KNGR ECC design can tolerate a cold leg break of up to 10 inches with no core uncovery. However. since DVI line break with 6 inch diameter undergoes slight core uncovery. further investigation is required for KNGR SIS optimization.

피동형원자로 AP600을 참조발전소로하여 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 계통개념에 대한 안전계통 성능 평가 및 코드의 적용성 평가를 목적으로 RELAP5/MOD3코드를 사용하여 대형냉각재상실사고를 모의 해석하였다. 피동형 안전계통으로 축압기, CMT IRWST를 모델하였으며 가압기에 연결된 1단계부터 3단계까지의 자동감압밸브계통을 모델링 하고 4단계 자동감압밸브계통은 각 루프의 고온관에 연결되어 있는 것으로 모델링 하였다. 피동형 안전계통의 모델이 향상된 RELAP5/MOD3.2와 그 이전의 코드인 RELAP5/MOD3.1의 냉각재상실사고 모의계산결과 원자로내의 압력변화, 노심냉각수 주입유량 및 핵연료 피복재 온도 거동이 거의 유사하게 나타났으며 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 안전계통은 냉각재 상실사고시 충분한 노심냉각능력을 가지는 것으로 분석되었다.

K-REM［1］, which is under development as a realistic evaluation model of large break LOCA, is applied to the analysis of cold leg guillotine break of Ulchin 3&4. Fuel parameters on which statistical analysis of their effects on the peak cladding temperature (PCT) are made and system parameters on which the concept of limiting value approach (LVA) are applied, are determined from the single parameter sensitivity study. 3 parameters of fuel gap conductance, fuel thermal conductivity and power peaking factor are selected as fuel related ones and 4 parameters of axial power shape, reactor power, decay heat and the gas pressure of safety injection tank (SIT) are selected as plant system related ones. Response surface of PCT is generated from the plant calculation results and on which Monte Carlo sampling is made to get plant application uncertainty which is statistically combined with code uncertainty to produce the 95th percentile PCT. From the break spectrum analysis, blowdown PCT of 1350.23 K and reflood PCT of 1195.56 K are obtained for break discharge coefficients of 0.8 and 0.5, respectively.

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.

INEL에서 가압 경수로에서 일어날 수 있는 가상 사고 해석을 위해 개발된 Relap5/Mod3.2를 PC Version으로 변환 설치하였다. CPU Time 비교 및 검증 계산을 수행했으며 중요 변수 비교를 통해 변환의 적절함을 확인했다. Accumulator 주입에 의한 Numerical Oscillation이 일어나는 부분에서 서로 다른 시간 간격 제어를 함으로써 HP Version 결과와 차이가 있는 것을 제외하고 대체적으로 유사한 결과를 보임을 알 수 있었다. 경제적 측면과 Microprocessor의 발전 속도 측면에서 볼 때 PC Version 사용이 매우 유리한 선택이 될 수 있을 것이다.

Realistic containment analyses for large LOCA using a merged torsion of RELAP5/CONTEMPT4 are conducted. Analyzed are Generic LOCA with respect to the mass and energy releases from the RCS and containment pressure and temperature behaviors. The break locations considered are the double-ended guillotine breaks at the RCP discharge and hot legs for UCN 3&4 plants. For discharge leg break. the predicted containment pressure and temperature reach a peak during blowdown phase, thereafter the pressure and temperature decrease gradually without the second reflood peak. For the hot leg break it is found that the bypass break flow through the broken steam generator-during post-blowdown is negligibly small so that the containment atmosphere is not pressurized after the end of blowdown.

원자력발전소의 기기들에 대한 허용정지시간과 점검주기는 운영기술지침서(Technical Specification)에 명시되어 있는데 점검주기가 짧은 기기의 잦은 점검은 손상부품의 교체를 통하여 발전소의 불이용도를 감소시키는 효과가 있는 반면 점검원의 부담을 늘려 보수시 인적오류의 증가로 인한 불이용도 증가의 가능성이 있다. 본연구에서는 기기의 허용정지 시간과 점검주기를 변화시켜 계통의 불이강도를 IRRAS 5.0을 이용하여 허용정지시간과 점검주기의 변화가 계통의 불이용도에 미치는 영향을 분석하는 평가체계를 개발하고 영광 3,4호기 보조급수계통에 적용하였다.

원전에서 가상적인 중대사고 발생시 격납용기 하부 캐비티에서 고온의 노심용융물과 콘크리트와의 반응시 생성되는 기체의 종류 및 양, 콘크리트 침식율 및 주변 열전달 특성은 중대사고 연구의 쟁점으로 이에 대한 많은 연구가 수행되고 있다. 본 연구에서는 용융 유사물로 고온의 금속 용융물(SS304) 및 Thermite (Fe＋A1$_2$O$_3$)를 영광 3,4호기 원전에 사용한 콘크리트 시편에 부어 침식율, 생성가스 종류 및 주변 열전달 계수를 측정하였고 후에 MELCOR 로드내 MCCI 해석 부분인 CORCON MOD-3 코드와 비교할 계획이다. 본 논문에서는 MCCI scoping test의 실험 장치, 실험 방법 및 곁과를 소개하였다. 약 1$600^{\circ}C$ 의 SUS 304 용융물(10kg)은 충분치 않은 melt superheat와 용융물 이송과정시 열손실로 인해 침식이 거의 일어나지 않았으나, Thermite 실험에서는 측면 및 하부 방향으로 최대 2.7cm/min 의 침식율을 보였으며 하부방향으로의 최대 열유속은 약 3.1MW/$m^2$로 나타났다. 본 연구의 결과 및 실험 기술은 차세대 원전의 중대사고 완화를 위한 원자로 캐비티 설계 실증실험에 응용될 예정이다.

This study discusses special aspects of severe accident related recriticality modeling and analysis in the Advanced Neutron Source (ANS) reactor.$^{1, 2)}$ The analytical comparison of three elements core to former two elements case is conducted including evaluation of suitable nuclear cross-section sets to account for the effects of system configulation, fuel and moderator mixture temperature, material dispersion and the other thermal-hydraulics. Three elements core ANS reactor is the alternative core design which was proposed as a modified core design, with three fuel elements instead of two, that would allow operation with only 50% enriched uranium (former uranium fuel is the baseline design value of 93%) A comprehensive test matrix of calculations to evaluate the threat of a criticality event in the ANS is described. Strong dependencies still on geometry, material constituents, and thermal-hydraulic conditions are verified. Therefore, the concepts of mitigative design features are qualified.d.

영광 3/4호기 mid-loop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고시 열수력적 현상을 최적 전산코드인 CATHARE2를 이용하여 해석하였다. 이러한 사고시 열수력적 현상은 일,이차측 냉각재 방출유로와 계통내 비응축성 가스의 거동에 의해 크게 영향을 받는다. 본 연구에서는 2개의 경우를 모의하였는데, 하나는 계통내 방출유로가 있는 경우이며 다른 하나는 방출유로가 없는 경우를 계산하였다. 이 때 사용된 가정은 다음과 같다. (가) 계통은 부분충수 운전 상태로 상부에 비응축성 가스나 증기로 가득 차 있다. (나) 증기발생기는 1대만이 이용 가능하고 이차측은 습식보관 상태이며, 보조급수는 공급되지 않고 이차측 압력은 대기압 상태이다 (다) 사고는 원자로 정지후 2일후 발생한다. 이와같은 조건하에서 사고시 계통 최대압력은 방출유로가 있는 경우 사고후 6,000 초에 0.27 MPa이며, 방출유로를 통한 유량은 총 2.4 kg/s이다. 이 방출유량을 외삽하여 계통수위가 고온관 바닦까지 도달하는데 걸린 시간은 사고후 약 5.67시간이다. 증기발생기 U-튜브를 통한 열전달에 의해 이차측 증기 발생으로 이차측 수위가 하락하면 증기발생기 reflux cooling은 제한을 받을 수 있다. 이 경우 이차측 수위가 U-튜브의 active 영역 상부까지 도달하는데 걸리는 시간은 사고후 약 10시간으로 계산되었다. 그러므로 이 경우 보조급수 공급 여유시간보다 노심 노출시간이 더 빨리 도달하여 노심을 손상시킨다. 사고시 수위지시계는 계통감압에 큰 영향을 주지 못하기 때문에 가능한 빨리 닫아 계통 inventory를 유지하는 것이 이차측 보조급수공급보다 우선한다.합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\

Safety management may be classified into three dimensions: (1) risk management, (2) accident management, and (3) emergency management. This paper addresses the recent trends of safety management in nuclear industry, focussing on risk management and accident management.

이 논문은 원자력발전소의 중대사고를 중지 또는 완화시키기 위하여 제시된 사고관리 방안의 실현가능성을 평가하기 위한 새로운 방법론을 소개하고 있다. 이 방법론은 사고관리 방안의 수행실패 요인으로 운전원 진단 및 의사결정 오류, 운전원 수행오류, 관련기기 실패로 인한 오류, 수행지연으로 인한 오류 등으로 나누고, 각각에 대하여 평가 방법을 제시하였다 .운전원 진단 및 의사결정 오류 평가시 고려하여야 할 주요 인자들을 제시하였으며, 수행지연으로 인한 오류 평가시에는 시스템 가용시간과 방안 수행 소요시간을 정의하고 각각에 대한 분포 획득 방법과 이를 이용한 평가 방법을 제시하였다. 제시된 방법론을 영광 3.4호기 공동범람 방안의 평가에 적용하였다.

A PC window-based computer code, CONPAS(CONtainment Performance Analysis System), has been developed to integrate the numerical, graphical and results-operation aspects of Level 2 probabilistic safety assessments (PSA) for nuclear power plants automatically. As a main logic for accident progression analysis, it employs a concept of the small containment phenomenological event tree(CPET) helpful to trace out visually individual accident progressions and of the large supporting event tree(LSET) for its detailed quantification. Compared with other existing computer codes for Level 2 PSA, the CONPAS code provides several advanced features: computational aspects including systematic uncertainty analysis, importance analysis, and sensitivity analysis, reporting aspects including tabling and graphic, and user-friend interface.

Current Probabilistic Safety Assessment (PSA) techniques are not usually utilized for day-to-day applications in nuclear power plants. The major reason for this anomaly is the complexity of plant models developed for PSA studies and the multitude of resulting fault trees. This impediment can be overcome by the use of simplified plant models. However, oversimplified models usually result in loss of valuable information and therefore. simplification approaches have to be used judiciously in order to achieve accurate and meaningful results. For this reason. development of an appropriate simplification approach must be performed using extreme caution followed with results verification in sequence as well as system levels. If there are no significant differences between the simplified and the original models, the simplified model can be efficiently used in the application of the PSA. This paper presents a methodology for how to develop a suitable simplification technique and the results of its verification for sample systems and sequences. The results show that the utilization of simplified plant models will significantly reduce the number of fault trees with no significant loss of accuracy.

A simple model for RAM (Reliability, Availability and Maintainability) analysis and its computer code are developed for application to DUPIC fuel fabrication system. The approach is obtained by linking the allocation model (top-down method) to bottom-up method for RAM analysis. As a result, the availability requirement of subsystem, as well as the buffer storage requirement between processes, are evaluated for the DUPIC facility..

This report presents a demonstration of application of realistic evaluation methodology to a posturated cold leg large break LOCA in a Westinghouse three-loop pressurized water reactor with 17$\times$17 fuel. The new method of this analysis can be divided into three distinct step: 1) Best Estimate Code Validation and Uncertainty Quantification 2) Realistic LOCA Calculation 3) Limiting Value LOCA Calculation and Uncertainty Combination RELAP5/MOD3/K ［1］, which was improved from RELAP5/MOD3.1, and CONTEMPT4/MOD5 code were used as a best estimate thermal-hydraulic model for realistic LOCA calculation. The code uncertainties which will be determined in step 1) were quantified already in previous study ［2］, and thus the step 2) and 3) for plant application were presented in this paper. The application uncertainty parameters are divided into two categories, i.e. plant system parameters and fuel statistical parameters. Single parameter sensitivity calculations were performed to select system parameters which would be set at their limiting value in Limiting Value Approach (LVA) calculation. Single run of LVA calculation generated 27 PCT data according to the various combinations of fuel parameters and these data provided input to response surface generation. The probability distribution function was generated from Monte Carlo sampling of a response surface and the upper 95$^{th}$ percentile PCT was determined. Break spectrum analysis was also made to determine the critical break size. The results show that sufficient LOCA margin can be obtained for the demonstration NPP.

울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 소형냉각재상실사고 거동에 미치는 민감도 해석을 수행하여 이를 System 80 설계발전소의 CESSAR-F 와 비교함으로써 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용코자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 소형 파단 사고시 안전주입탱크의 용량 및 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용 기준$^{(1)}$ 을 만족함을 확인하였다.

1000 MWe 국내 표준발전소의 증기관 파단사고에 대한 초기 노심 유량의 영향과 감속재 반응도 값의 영향을 증기관 파단사고시의 핵연료 건전성 관점에서 고찰하였다. 최대 핵연료 손상은 원자로 정지 후 약 2.5초 정도에 발생하였으며, 초기 노심 유량이 클수록 더 많은 핵연료 손상이 예측되었다. 또한, 감속재 반응도 값에 대한 분석 결과, 최소 핵비등이탈률 발생 싯점에서의 감속 재 반응도 계수를 사용한 해석 방법이 타당한 것으로 나타났다.

계통분식 코드인 RELAP5/MOD3와 격납용기 분석 코드인 CONTEMPT4/MOD5의 통합코드를 구성하였다. 두 코드는 process제어의 개념을 이용하여 가능한 한 코드의 수정을 최소화하고 각 코드의 특성을 유지시키면서 explicit coupling되게 하였다. 통합코드를 간단한 피동형 계통 분석에 적용시켜 계통과 격납용기의 계산을 동시에 수행함으로써 얻을 수 있는 격납용기-계통 간의 열수력 현상을 파악 할 수 있게 하여줌으로써 피동형 원전의 열수력 분석도구로서 사용할 수 있음을 검증하였다.

In the present work the influence of various physical parameters on the two-phase flow behavior in a self-heated porous medium has been studied using a numerical model, that is, the effects of heat generation rate, of porosity, of particle size, and of system pressure on the dryout process. To analyze the effect of these parameters, the variation of both liquid volumetric fraction and liquid axial velocity is evaluated at the steady state or at the onset of a first boiled-out region. The analysis of computational results indicate that a qualitative tendency exists between the parameters such as heat generation rate, porosity, effective particle diameter and the temporal development of the liquid volumetric fraction field up to dryout. In addition to these parameters, a variation of fluid properties such as phase density, phase viscosity due to a change of system pressure can be used for gaining insight into the nature of two-phase flow behavior up to dryout.

이 연구의 목적은 고리 3/4호기 및 영광 1/2호기의 음의 중성자속 변화율에 의한 원자로 트립(NFRT) 설정치를 제거하여 불의의 제어봉 낙하 사고시에 원자로 트립을 방지하는 것이다. 현재의 인허가된 안전해석 방법론에 의하면 제어봉 낙하사고시에 NFRT에 의하여 원자로가 트립되고 결국 발전소의 이용율이 감소하게 되는데 본 연구에서 적용된 새로운 방법론으로는 이 NFRT 보호신호 없이도 제어봉 낙하사고시에 발전소의 안전성을 입증할 수 있다. 안전분석은 주기별로 다른 핵설계 자료 즉, 냉각재 온도상수, 전출력에서의 제어봉가 및 제어봉 삽입한계 등을 이용하여 수행되었다. 웨스팅하우스형 연료인 OFA 및 V5H에 대하여 고리 4호기 6주기외 3개 주기에 대하여 분석되었다. 분석된 주기들에 대해서 NFRT 신호 없이도 핵비등 이탈률(DNBR) 설계기준을 모두 만족하였다. 그러므로 고리 3/4호기 및 영광 1/2호기의 NFRT 신호는 제거할수 있고 이로써 제어봉 낙하사고시의 발전소 불시정지를 방지할수 있다.

실제 발전소의 거동을 정확히 예측하여 코드 내장모델의 적합성을 증명하는 것은 완전계통 분석코드 검증에 필수적이다. 이를 위하여 코드 분석결과와 비교할 만큼 측정정보가 충분한 영광 3호기 자연대류 시험을 선택하여 모의하였다. 사용된 원전계통 분석코드는 KAERI에서 최적 코드로서 개발한 TASS 1.0 코드이며, 운전원의 조치 및 증기우회밸브의 오동작 등이 고려되었다. 분석결과, TASS 1.0 코드가 실제 발전소에서 수행된 자연대류 시험을 모의할 수 있으며, 아울러 최적코드로서 사용될 수 있음을 확인하였다.

주증기관 파단사고가 발생하여 서로 다른 온도 및 유속을 갖는 냉각재가 원자로 용기에 유입 될 때 downcomer 및 lower plenum 에서의 혼합현상을 3차원 열수력 분석코드 COMMIX-lB［1］로 모사하여 노심입구에서의 온도분포를 결정하고, 결정된 온도분포를 이용하여 주증기관 파단사고에 대한 열적여유도를 분석하였다. 분석은 주증기관 파단사고시 노심입구온도의 비대칭성이 가장 큰 고리 1호기를 선택하여 수행되었으며, 15주기 교체노심 설계 결과와 비교하여 열적 여유도가 다소 증가함을 확인하였다.

원자력 발전소 기기들에 대한 점검주기와 점검방법은 기술지침서(Tech. Spec)의 점검요건(SR)에 명시되어 있는데 가압경수로(PWR) 원전의 경우 다중계통 기기 점검은 교번시험(Staggered Test) 방법으로 점검하도록 되어 있다. 그러나 그 동안의 원전 운전경험에 의하면 기기 점검 및 보수로 인하여 기기 마모. 발전소 정지. 운전원의 부담감, 방사선 피폭 등의 역효과(Adverse Effects)가 있는 것으로 알려져 있다. 본 연구에서는 다중계통(Multi-redundancy System)중 2/4 시스템에 대한 점검방법별 이용불능도(Unavailability)를 해석적 방법으로 구하고 점검 및 보수로 인한 기기 마모 역효과를 모델링하여 점검방법별로 적용하고 비교 분석하였다.

1단계 확률론적 안전성 평가 (Level 1 Probabilistic Safety Assessment, PSA)를 수행할 때 나타나는 보조계통 고장 수목간의 순환 논리는 사고 경위 정량화를 위하여 해결되어야만 한다. 기존의 PSA에서는 이를 위하여 별도의 고장 수목을 다시 작성하였으나, 이 방법을 사용하기 위하여서는 보조계통 간의 관계를 검토하여야 하며, 이에 따른 별도의 고장 수목을 작성하여야 하는 등 추가적인 작업이 요구된다. 또한 기존 방법은 일부 최소 단절군이 생성되지 않는 약점을 갖고 있다. 이에 따라 한국원자력연구소에서는 해석적으로 순환 논리를 푸는 방법을 개발하였으며, 이를 PSA용 코드인 KIRAP 코드에 구축하였다. 이에 따라 기존 방법의 약점을 극복하고 고장 수목간의 순환 논리를 자동으로 풀 수 있게 되었다. 본 논문에서는 개발된 해석적 방법을 설명하며, 또한 이 방법을 실제 PSA에 적용하며 나타난 여러 현상에 대하여 살펴본다.

A CATHENA model for the reactor regulating system is developed and tested independently. A CATHENA plant model is created by combining this model with the reference CATHENA model which has been developed to analyze a loss-of-coolant accident (LOCA) for the Wolsong 2 generating station. This model is intended to provide a trip coverage analysis capability. The CATHENA reactor regulating system model includes the demand power routine. the light water zone control absorbers, mechanical control absorbers and adjusters. The CATHENA model is tested for steady state at 103% full power. A postulated accident transient (small LOCA) was also tested. The results show that the control routines in CATHENA were set up properly.

Through the analysis of many experimental post-dryout data, it is shown that the most probable flow regime near dryout or quench front is not annular flow but churn-turbulent flow when the mass flux is low. A correlation describing the initial droplet size just after the CHF position at low mass flux is suggested through regression analysis. In the post-dryout region at low pressure and low flow, it is found that the suggested one-dimensional mechanistic model is not applicable when the vapor superficial velocity is very low, i.e., when the flow is bubbly or slug flow regime. This is explained by the change of main entrainment mechanism with the change of flow regime. Therefore, the suggested correlation is valid only in the churn-turbulent flow regime ( $j_{g}$ $^{*}$＝0.5~4.5).).

The KALIMER core, of which nuclear design is largely governed by inherent safety and reactivity control issues, is fueled with metallic fuel, and the initial core will be loaded with 20% enriched Uranium metal fuel. KALIMER safety design objectives include the accommodation of unprotected, ATWS events without operator action, and without the support of active shutdown, shutdown heat removal, or any automatic system without damage to the plant and without jeopardizing public safety. The transient analysis of the core designs has been focused on severe events to assess the margins in the design, and ATWS events are the most severe events that must be accommodated by the KALIMER design. The ATWS performance has been evaluated for the preliminary initial core design of KALIMER with a particular emphasis on the inherent negative reactivity feedback effects, including the Doppler, sodium density, fuel axial expansion, core radial expansion, and control rod driveline expansion. Results show that the Uranium metal core design meets the temperature limits with margin.

When locked rotor event. occurs, instantaneously affected loop and core flow were quickly reduced, which resulted in an increase in coolant temperature and system pressure. Analysis method of this event was that constant core inlet temperature and system pressure as well as change in core flow calculated from COAST code were statically used as an input variable to HERMITE code, because of no tools to simulate NSSS behavior and 1-D core neutronics transient coincidently. With employing TASS code revised with 1-D neutronics model, this event was analyzed in point of DNBR. By doing so, analysis procedure could be simplified and unreasonable conservatism might be removed in DNBR calculation by consideration of pressure increase.

원자력 발전소 부분 충수운전 중에 발생할 수 있는 정지냉각기능 상실사고인 과배수 사건에 대한 확률론적 안전성 평가를 수행하였다. 본 분석의 주된 목적은 과배수로 인한 정지냉각기능 상실사건에 대하여 노심손상 빈도를 계산하고 안전성 향상방안을 도출하는데 있다. 과배수 사건은 초기 부분 충수운전중 발생하는 것으로 가정하였으며 이 때의 발전소 배열(Plant Configuration)은 영광 3,4호기의 운전절차서 및 발전소 운전경험을 근거로 결정하여. 현재 운전상태에 대한 확률론적 안전성평가를 수행하였다. 분석결과 인간오류가 노심손상빈도에 가장크게 기여하는 인자로 나타났으며 인간오류를 줄 일수 있는 대체냉각 절차를 선정하여 재분석을 수행하였다. 고려된 대체냉각 수단은 피동적인 잔열제거 방법인 열규응축냉각(Reflux Cooling)과 정지냉각펌프의 대체계통으로 격납용기 살수펌프를 사용하는 경우의 두가지이다. 본 분석에서는 두가지 대체냉각수단을 모두 채택하는 것으로 가정하여 대체냉각 사용에 따른 효과를 비교하였는데 노심손상 빈도가 1/1000로 감소 하였다. 따라서 절차서 개정에 의한 대체 냉각수단확보는 부분 충수운전중 발전소 안전성 향상에 매우 효과가 큰 것으로 나타났다.

PSA 모델링 및 데이타 관리를 효과적으로 수행하고 PSA 정량화를 자동화할 수 있도록 PSA workstation 을 개발하고 있다. Windows용 고장수목 및 사건수목 편집기, 데이타 관리 모듈 개발등의 PSA모델링 및 관리 모듈이 개발되었고, 또한 최소단절집합 생성 방법 개선, 규칙기반 회복조치 분석 및 고장수목 순환논리 분석 방법 개발등을 통한 PSA 정량화 방법의 개선이 이루어졌다. PSA workstation은 PSA 응용 소프트웨어 개발의 기초로도 사용될 수 있다.

PWR 원전의 중대사고시 격납건물내 수소거동을 모의한 NUPEC의 수소분포실험 결과를 MELCOR 1.8.3 코드를 이용하여 검증 차원의 비교분석을 수행하였다. 이 연구에서는 정확한 실험조건 및 코드의 특성을 반영하여 실험에서의 유동 및 열역학적 조건을 모두 모의하였다. 이를 통해 실험에서 나타난 수소거동 특성을 재확인하고, MELCOR 코드의 분석능력 및 특성을 평가하였다. ISP-35에 대한 비교분석을 통해 다격실 격납건물내 중대 사고시 수소 혼합 및 분포 현상에 대한 MELCOR의 분석능력을 확인하였다.

Detailed analysis of Feedwater Line Break (FLB) event for the fuel failure point of view are lack because the event was characterized as the increase in reactor coolant system (RCS) pressure. Up to now, the potential of the rapid system heatup case has been emphasized and comprehensively studied. The cooldown effects of FLB event is considered to be bounded by the Steam Line Break (SLB) event since the cooldown effect of SLB event is larger than that of the FLB event. This analysis provides a new possible path which can cause the fuel failure. The new path means that the fuel failure can occur under the heatup scenario because the Pressurizer Safety Valves (PSVs) open before the reactor trips. The 1000 MWe typical C-E plant FLB event assuming Loss of Offsite Power (LOOP) at the turbine trip has been analyzed as an example and the results show less than 1% of the fuel failure. The result is well within the acceptance criteria. In addition to that, a study was accomplished to prevent the fuel failure for the heatup scenario case as an example. It is found that giving the proper pressure gap between High Pressurizer Pressure Trip (HPPT) analysis setpoint and the minimum PSV opening pressure could prevent the fuel failure.

This paper presents a Reliability Centered Maintenance (RCM) framework for implementation on safety system of nuclear power plant (NPP). RCM is a systematic methodology to optimize the surveillance and maintenance tasks for critical components which provides efficiently and effectively reliability of system and safety of plant. Maintenance of the safety systems is essential for its safe and reliable operation. Reliability Centered Maintenance at NPP is the program which assure that plant system remains within original design criteria and that is not adversely affected during the plant life time. Aim of this paper is to provide the RCM framework to implement it on safety systems. RCM framework is described in four major steps.

This paper presents the analysis results for the core degradation processes and the fission product release of the PHEBUS FPT0 experiment using MELCOR1.8.3. The objective of this study is to assess models associated with the core damage and fission product behavior in MELCOR. The calculation results were much improved through sensitivity studies. Thermal/hydraulic behavior in the core and the circuit was well predicted under the intact core geometry. In non-eutectic model case. the UO$_2$ dissolution model in the MELCOR always showed such a tendency that the resulting dissolved UO$_2$ mass was small at the highly oxidized condition due to the model logic. Total H$_2$ generation mass was underpredicted because the stiffner was not modeled and the liner in the shroud was not allowed to be oxidized in MELCOR. Some difficulties were found in modeling the activation product were solved by manipulating the RN input associated with the initial fission product inventory. These problem were occurred because there are no control rod model in MELCOR. Generally the fission product release ratio showed a similar trend compared with the measured data except the activation product. which have no model to simulate in MELCOR.

Recent failures of Heat Transport (HT) system Liquid Relief Valves (LRVs) at several CANDU 6 plants resulted in heavy water spills. A multi-discipline KAERI task team along with AECL representatives was set up to assess the specific implications on the Wolsong 2/3/4 station. The study applied the knowledge gained from the generic study by conducting a fundamental review of the specific design of Welsong 2/3/4. The purpose of the study was to demonstrate compliance with the relevant codes and licensing regulations and to identify the improvements to the design and operating procedures applicable to Wolsong 2/3/4. This paper presents the key recommendations of this study.

RELAP5/MOD3.1.2을 이용하여 영광3/4호기의 부분충수운전중 정지냉각계통 기능상실사고를 모의하였다. 이 해석은 노심에서 발생되는 증기를 가압기 Manway로 배출시켜 노심을 냉각할 경우, 증기발생기 2차측 냉각재 유무에 따르는 계통거동을 분석한 것이다. 해석결과, 노심에서의 비등은 사고후 약 6분 경에 발생하였으며, 증기발생기 2차측에 냉각재가 없는 경우는, 냉각재가 채워져 있는 경우보다 0.16 bar 더 높은 1.8 bar의 계통 압력을 나타내어, 현재의 운전절차서에 제시한 RWST의 수위 (70%)로는 중력주입이 불가능한 것으로 밝혀졌다. 이런 해석결과를 토대로 할 때, 부분충수 운전중 증기발생기 2차측 냉각재는 최소한 한 대에는 충수하고, RWST 수위 제한치도 84 % 이상으로 증가시키는 운전 절차서의 개정이 필요한 것으로 판단된다.

Venting capability to prevent excess pressurization caused by loss of Residual Heat Removal System (RHRS) during mid-loop operation hat been evaluated analytically and the peak Reactor Coolant System (RCS) pressure was compared with the results of the MIDLOOP computer code. Even though analytical method if relatively simple, the results are in a good agreement with those of the computer code. For both methods, the peak pressures have not, exceeded the nozzle dam design pressure, if the vent paths such as pressurizer safety valves or a pressurizer manway are available in a closed RCS configuration with the nozzle dam installed.

A two-dimensional continuum model for the prediction of the hydrogen mixing phenomena in the containment compartment under the severe accident conditions is developed. The model could predict well the distribution of time-dependent hydrogen concentration for selected HEDL Experiment. For a simulation of these experiments, the hydrogen is mixed uniform over the test compartment. To predict the extent of non-uniform distribution, the dominant factors such as the geometrical shape of obstacle and velocity of source injection in mixing phenomena are investigated. If the obstacle disturbing the flow of gas mixture exists in the compartment, the uniform distribution of hydrogen may be not guaranteed. The convective circulation of gas flow is separately formed up and down of the obstacle position, which makes a difference of hydrogen concentration between the upper and lower region of the compartment. The recirculation flow must have a considerable mass flow rate relative to velocity of the source injection to sustain the well-mixed conditions of hydrogen.

The analysis for the coolability of the reactor cavity in typical Korean 1000 MWe Nuclear Unit under severe accidents is performed using MELCOR 1.8.3 code. The key parameters molten core-concrete interaction(MCCI) such as melt temperature, concrete ablation history and gas generation are investigated. Total twenty cases are selected according to ejected debris fraction and coolant mass, The ablation rate of concrete decreases as mass of the melt decreases and coolant mass increases. Heat loss from molten pool to coolant is comparable to total decay heat, so concrete ablation is delayed until water is absent and crust begins to remove. Also, overpressurization due to non-condensible gases generated during corium and concrete interacts can cause to additional risk of containment failure. It is concluded that flooded reactor cavity condition is very important to minimize the cavity ablation and pressure load by non-condensible gases on containment.

중대사고시 격납용기내의 열수력거동 및 에어로졸 제거능력을 해석할 수 있는 코드의 현황 파악과 모델의 타당성을 평가하기 위한 ISP 37에 참여, MELCOR코드를 이용하여 VANAM M3 실험을 해석하였으며 해석 결과를 실험과 비교함으로써 코드의 검증과 해석결과의 타당성을 검토하였다.

The MIDLOOP code has been developed for the evaluation of RES pressurization transients initiated from a loss-of-Residual Heat Removal System (RHRS) during mid-loop operation after reactor shutdown. It provides a fast running and realistic tool for studying parametrically the response of important plant parameters such as pressure, temperature, and level to various plant combinations of the primary side vent, makeup, and leakage procedures and the steam generator (SG) conditions. The code consists of ten nodes representing the primary and secondary sides of a nuclear power plant and can analyze the effect of air on the primary system pressurization and primary to secondary heat transfer. The analysis results of the MIDLOOP code are in good agreement with the ROSA-IV/LSTF experiment without opening in the RCS.

This paper propose a procedure to estimate the system lifetime distribution using simulation method in a parametric framework and also develop the criterion for terminating the simulation. We assume that a system is composed of many components whose lifetime and repair time distributions are general, and repair of each component is imperfect or not. General simulation algorithms can not be adopted for this case, due to the dependency of successive operating times and the discontinuity in base line intensity function of failure process. Then we propose algorithms for generating failure times subject to imperfect repair. We develop the event time tracking logic for identifying the system failure time, and also develop the criterion for terminating the simulation. Our procedure is composed of two phases. The first phase of the procedure is to generate the system failure times from the inputs. The second phase is to estimate the lifetime distribution of the system. The best model is selected by a fully automated procedure among well-known parametric families, and the required parameters are estimated. We give examples to show the accuracy of our procedure and the effect of repair effect of components to system MTTF(Mean Time To Failure).

인자로 중대사고시 생성되는 흡습성(hygroscopic) 에어로졸의 거동을 해석적인 방법을 이용하여 분석하였다. 분석한 내용는 상대습도가 불포화, 포화, 과포화 조건에서 CsOH 에어로졸의 수증기 응축률, 입자성장에 따른 크기분포의 변화. 중력침전에 의한 전체 에어로졸량의 변화이다. 용질효과를 고려한 흡습성 에어로졸 모델을 사용한 경우 상대습도가 불포화 조건에서도 에어로졸 입자에 수증기 응축이 발생하며 입자의 크기가 평형반경에 달할 때까지 지속됨을 발견하였다. 이러한 입자 성장은 매우 빠른 입자크기분포 변화를 초래하여 중력침전에의한 급속한 에어로졸 감소를 초래하는 것으로 예측되었다. 따라서 현재 사용되고 있는 MELCOR 및 CONTAIN 코드는 흡습성 에어로졸에 대해서 용질효과를 고려한 모델을 사용하여야 할 것이다.

중대사고시 원자로 압력용기내 또는 원자로 공동(cavity) 내에서의 노심용융물은 주입되는 물로 인하여 물과 접촉하는 표면이 냉각되면서 피막층(crust)이 형성된다. 이러한 피막층의 형성은 노심용융물과 냉각수 사이의 열전달 현상에 영향을 미치며 중대사고 발생시 사고 진행에 중요한 역할을 한다. 본 연구에서는 이러한 용융물의 피막층 형성의 해석모델을 수립하기 위해 전이현상과 전도와 대류를 포함하는 2차원 열전달과 상변화를 수반하는 문제를 포함하는 운동량방정식과 에너지방정식을 2차원으로 구성하였으며 에너지방정식은 엔탈피의 함수로 나타내었다. 그리고 이러한 2차원 지배방정식을 해석하기 위해 유한차분법 및 SIMPIER 알고리즘을 이용하였다. 비교대상으로는 한국원자력연구소에서 수행한 냉각수의 비등과 기체주입 효과가 고려되지 않은 실험을 대상으로 하였다. 계산결과 용융물의 피막층은 파동(wave) 형태로 형성되었으며 일정시간이 경과하면 변화가 없는 안정한 상태가 되었다. 용융물 내에서의 온도분포는 액체상태일 경우에는 하부가열면과 상변화가 일어나는 경계면부근을 제외하고는 거의 일정한 온도분포를 나타내고 있으며 용융물이 고화된 피막층에서는 급격한 온도변화를 보여주고 있다.

Risk Monster는 한국원자력연구소에서 개발한 risk monitor로서 발전운영시 및 정비계획시 원전의 기기 운영 상태 (=Configuration)의 실제 변경이나 계획시 이에 따른 원전의 안전성 (또는 Risk)를 평가 및 감시하는 시스템이다. 안전성은 노심손상 빈도를 가지고 평가하며 이 Risk Monster의 국내 원전에의 활용, 특히 on-line maintenance시의 활용을 모색하였다. 외국에서처럼 국내 원전에서도 risk monitor를 이용한 on-line maintenance를 실시 하여 원전의 경제성 및 안전성을 향상 시켜야 한다.

본 연구는 유지, 보수되는 상시 작동 시스템에 대한 신뢰성 분석을 위해 동적 불완전 수리모형 및 분석 절차의 개발을 수행하였다. 또한 수리 상태에 대한 데이타가 완전히 잠재적(masked)이라 하더라도 기본 분포(base-line distribution)가 와이블 분포라는 가정하에 모수적 추정 절차를 개발하였다. 개발된 추정 절차는 기본적으로 EM(Expectation and Maximization : EM) 알고리즘의 틀(framework)을 유지하고 있다. 특히 최소 수리 특성으로 인해 분포가 변화함에 따라 발생하는 추정의 어려움을 해결하기 위해 데이타 변환(transformation)식을 제시하고 이러한 변환 데이타를 사용함으로써 추가적 데이타의 요구없이 잠재적 데이타를 사용하여 추정을 가능하게 하는 모수 추정 알고리즘을 제시하였다.

In this work, the software behavior under memory faults in operation phase is modeled and simulated using the stochastic activity network, generalized stochastic Petri nets. This networks permit the representation of concurrency, timeliness, fault tolerance, and degradable performance of system and provide a means for determining the stochastic behavior of a complex system. We estimate the reliability of an application software in the digitized system in nuclear power plants and show the sensitivity of the software reliability to the major physical parameters which affect the software failure in normal operation phase. We found that the effects of the hardware faults on the software failure should be considered for predicting the software dependability accurately in operation phase.

노심 손상이 일어나는 중대사고 발생시 고온의 노심 용융물이 윈자로 용기를 파손시키며 캐비티 내로 유출되는 경우, 노심 용융물과 냉각재의 폭발적 반응을 억제하고 잔열제거를 위한 효과적인 냉각수 주입 방법을 규명하는 실험을 수행하였다. 냉각수 주입 방법은 파이프 관을 이용한 단순 fouling 방식과 노즐을 이용한 Spray 방식, 그리고 반응용기의 옆면으로 냉각수를 주입하는 세 가지 방식을 채택하였다. 동일한 실험 조건에서 각각의 주입 방법에 따른 반응 형태 및 냉각 정도를 알아보는 실험을 수행하였다. 본 논문에서는 일차적으로 노심 용융물의 모사체로 사용한 주석 용융물에 Pouring 방식과 Spray 방식으로 냉각수를 주입한 경우의 실험 결과를 정리하였으며, 분석 결과 Spray 방식으로 냉각수를 주입한 경우에 폭발적 반응이 일어나지 않고 냉각됨을 알 수 있었다.

The U solubility in the Zircaloy melt including the other investigators' result was investigated in a range of reaction temperatures from 2223k to 2473k and for the mole ratios of UO$_2$ crucible/Zircaloy-4 melt(subsequently abbreviated as UO$_2$/Zry) from 2.4 to 18.2, The U solubility in the melt increased with increasing reaction temperature and with decreasing the mole ratio of UO$_2$/Zry. An empirical correlation was obtained as functions of UO$_2$/Zry mole ratio and reaction temperature including other investigators' results. The experimental results with use of internally heated fuel element simulators were analyzed by the empirical correlation from UO$_2$ crucible experiments.

An analysis of a loss of residual heat removal system (RHRS) event during midloop operation after reactor shutdown was performed using the RELAP5/MOD3 thermal-hydraulic computer code. The experimental data of a 5% cold leg break test conducted at the ROSA-IV Large Scale Test Facility (LSTF) to simulate a main coolant pump shaft seal removal event during midloop operation of a Westinghouse-type PWR were used in the analysis. The predicted core boiling time and the peak primary system pressure showed good agreements with the measured data. Some differences between the calculational results and the experimental results were, however, found in areas of the timing of loop seal clearing and the temperature distribution in a pressurizer. Other calculational problems identified were discussed as well.

CE형 발전소 설계시 사용된 일부 전산코드들이 한시적으로 사용이 허가되어 국내 고유 전산코드로의 대체가 불가피하게 되었으며 그 예로 제어봉 이탈사고 해석에 사용된 STRIKIN II 코드를 들 수 있다. 한편 원자력 연구소에서 개발한 범용 전산코드 TASS의 노심 출력 계산은 1차원 확산 모델을 사용하여 축방향 노심 출력 계산이 가능하다. 본 논문에서는 이러한 전산코드 사용의 문제를 해결하고 또한 1차원 확산 모델의 제어봉 이탈 사고에 대한 적용 계산을 위해 TASS를 사용하여 제어봉 이탈사고 해석을 수행하고 그 대체 및 적용 가능성과 그 효과를 평가하였다. 계산 결과 1 차원 확산 모델을 사용한 TASS 결과가 Point Kinetics모델을 사용한 STRIKIN II 결과에 비해 보다 많은 운전 여유도를 확보하는 것으로 나타나 대체 및 적용 가능성을 확인하였다.