We present the results HELIOS verification against VENUS PWR critical experiments loaded with high plutonium content mixed oxides fuels. The effective multiplication factors are calculated to be slightly supercritical within an acceptable error bound. In the prediction of power shape, HELIOS results are in close agreement with the measured values. The RMS errors of re-normalized calculated fission rate distribution are less than 1.4 % with either explicit or implicit models or micro tubes/rods in each fuel assembly for both ALL-MOX and GD-MOX mock-up cores.

Recently, thorium is receiving increasing attention as an important fertile material for the expanding nuclear power programs around the world. The superior nuclear and physical properties of thorium-based fuels could lead to very low fuel cycle cost and make thorium reactors economically attractive. In addition, the use of thorium in reactors would permit more efficient utilization of low cost uranium reserves and reduction nuclear wastes. In this work, the nuclear characteristics of a new type thorium fueled reactor (Radkowsky Thorium Reactor) consisting seed-blanket assemblies are addressed and compared with those typical assemblies of a PWR (CE type). Also, an assessment on several advantages of thorium fueled reactors is provided. All these results are based on the HELIOS code calculation.

In this paper, a new multigrid method is developed to solve the reactor eigenvalue problems. The new algorithm can be used in any matrix equation concerned with the eigenvalue problem. The finite difference neutron diffusion problem is considered demonstration of the performance of the new multigrid algorithm. The numerical results show that the new multigrid algorithm works well and requires much shorter (7~10 times) computing time compaired to the production code VENTURE.

Criticality experiments with fixed neutron poison plates for water moderated and reflected low enriched(2.35 and 4.31 wt%) UO$_2$fuel rod clusters were evaluated to validate calculation techniques employed in analyzing fuel shipping and storage systems having steel, boral, or cadmium shield. Measurements were obtained for both the 2.35 wt% and the 4.31 wt% enriched rods in square pitched, water flooded lattices. The critical experiments with the 2.35 wt% enriched rods consists of three 20$\chi$ 16 or 20$\chi$ 17 fuel cluster. Critical separation were used in the experiments with the 4.31 wt% enriched fuel rods. In the experiments, the poison plates were placed on both sides of the centrally located fuel cluster. Critical separation between the three sub-critical fuel clusters were then measured for varying plate thicknesses and distances of the plates to the center fuel cluster. Calculations were performed for thirty eight critical configuration using KENO-V. a and MCNP. All of the results were within 1.23% in $\Delta$k when individually compared with the critical value of 1.0. Discrepancies of the code results are probably due to uncertainties in experiments and/or analytical modeling experiments. In general, MCNP predictions were observed to be in best agreement with the experiments.

The International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project (ICSBEP) is under way for the purpose identifying, evaluating, and compiling benchmark critical experiment data into a standardized format that allows criticality analysts to easily use the data to validate calculational methods and cross sections. As part of this activity, PNL30-35 experiments, which had been adopted as benchmark problems by CSEWG in 1970s, were reevaluated, which results in some additions and modifications: changes in fuel number density, modification to the experimental keff, modifications to the soluble boron concentration for PNL-31, and addition of an uncertainty in the benchmark-model k$_{eff}$./.

The conventional MOX fuel shows adverse controllability in view of its neutronic characteristics such as decreased soluble boron worth and effective delayed-neutron fraction compared to the UO$_2$ fuel. In order to mitigate these disadvantages, we devised a new concept of the hybrid UO$_2$-MOX fuel pellet with dual structure such that its outer annular section contains. UO$_2$ fuel and its inner cylindrical bar contains MOX fuel. The lattice physics code HELIOS was used to evaluate the neutronic characteristics of three different types of fuel pellets ; UO$_2$ fuel pellet, MOX fuel pellet, and hybrid UO$_2$-MOX fuel pellet. Results show that the hybrid UO$_2$-MOX fuel pellet generally has intermediate neutronic tendency between UO$_2$ fuel and MOX which could diminish the problems arising from the use of the conventional MOX fuel.

기존 가압형 경수로에서 전체 반응도가의 상당부분을 제어하고 있는 붕산수를 사용하지 않고 노심 잉여반 응도를 보상하기 위해 1300MWe급 차세대원자로(KNGR)를 대상으로 무붕산노심 반응도 제어기법 연구를 수행하였다. 다양한 종류의 가연성독봉에 대한 무봉산노심 적용가능성을 분석하고 새로운 개념의 Enriched WABA를 도입하였다. Enriched WABA는 전 주기동안 무붕산노심에 적합한 반응도 제어능력을 나타내었고, 18개월 주기의 무붕산 차세대원자로 개념설계에 효과적으로 사용되었다. 핵연료집합체 군정수 생산 및 노심해석에는 Westinghouse사의 APA(ALPHA/PHOENIX-P/ANC) 전산코드체계를 사용하였고, 본 연구로부터 한단계 높은 안전성을 제공하는 무붕산운전은 충분한 가능성이 있다고 판단된다.

A Canadian Deuterium Uranium (CANDU) reactor core calculation was performed using lattice parameters generated by HELIOS. The HELIOS-based lattice parameters were processed by TABGEN in a form suitable for the core analysis code RFSP. The core calculation was performed and the results were compared to those of the reference calculation which uses POWDERPUFS-V (PPV) for the lattice parameter generation. The characteristics of the core calculated based on the PPV and HELIOS lattice parameters match within 0.4%$\Delta$k and 7% for the excess reactivity and the channel power distribution, respectively.

Computational benchmark calculations have been performed for CANDU DUPIC fuel lattice and core using a Monte Carlo code MCNP-4B with ENDF/B-V library. The eigenvalues of the DUPIC fuel lattice have been predicted by an integral transport code WIMS-AECL using ENDF/B-V library for different burnup steps and lattice conditions. The comparison has shown that the eigenvalues match those of MCNP-4B within 0.20% $\Delta$k difference between WIMS-AECL and MCNP-4B results. The calculation of a 2-dimensional CANDU core loaded with DUPIC fuel has shown that the eigenvalue predicted by a diffusion code RFSP using lattice parameters generated by WIMS-AECL matches that of MCNP-4B within 0.12%Δk and the largest bundle power prediction error is around 7.2%.

CANDU 원자로용 핵연료 다발의 양 끝에 있는 endcap과 endplate가 원자로의 노물리 특성에 미치는 영향이 MCNP와 WIMS-AECL 계산코드로 계산되었다. 이 계산에 의하면 end region을 고려한 경우의 차이가 0.15% 이내로 거의 무시할 수 있다. 그러므로 end region을 고려할 수 없는 격자코드로 계산을 수행해도 노물리 특성에 미치는 영향이 거의 무시될 수 있으므로 CANDU 원자로의 격자 특성 계산에 사용될 수 있음이 증명되었다.

The CANDU-6 transition core refuelled from 37-element fuel to CANFLEX-NU fuel has been evaluated by an 100full power day time-dependent fuel-management simulation to find the core compatibility with the CANFLEX fuel loading. The simulation calculations for the transition core were carried out with the RFSP code, provided by the cell averaged fuel properties obtained from the POWDERPUFS-V code. The simulation results were compared with those of the current 37-element fuel loading only. The results show that the CANFLEX-NU fuel bundles will be compatible with the CANDU-6 reactor because the core physics characteristics of CANFLEX-NU fuel are very similar to those of the 37-element fuel bundle.

본 연구에서는 국내 WH형 원전에서 내출력분포분석을 위해 INCORE 코드를 각 원전의 인접한 전산소의 주전산기에 설치하고, 단말기를 이용한 on-line 작업으로 수행하는 현행 노내출력분포 분석업무를 개선하기 위하여 PC용 INCORE 코드를 개발하였고, 이를 바탕으로 동일 윈도우 통합환경에서 INCORE 코드 운영에 필요한 모든 기능과 노내 출력분포 분석을 위한 발전소 운영절차 수행기능을 통합한 WINCORE(Windows program for INCORE) 시스템을 개발하였다. 현재 WINCORE 시스템은 울진 1호기 8주기부터 노내출력분포 분석업무를 지원하기 위하여 사용중에 있으며, 개발된 WINCORE 시스템을 이용함으로써 현장에서 직접적인 자료처리, 분석계산 및 기술지침서 안전제한치 만족여부 결정을 통하여 노심관리 업무의 효율성을 제고함을 확인하였다.

In this work, linear dynamics of a circulating fluid-fueled subcritical reactor system with temperature feedback and external neutron source was modeled and examined. In a circulating fluid-fuel system, the stable region is slightly moved by a circulation fluid effect. The effects of subcriticality and temperature feedback coefficient on the reactor stability were tested by calculating frequency response of neutron density originated from reactivity perturbation or external source oscillation of system. The amplitude transfer function has a different shape near subcritical region due to the exponential term in the transfer function. The results of the study show that at a slightly subcritical region, low frequency oscillation in accelerator current or reactivity can be amplified depending on the temperature feedback. However, as the subcriticality increases, the oscillation becomes negligible regardless of the magnitude of the temperature feedback coefficient.

양자가속기를 외부 중성자 공급원으로 하여 미임계 운전을 가능하게 하고 토륨을 핵연료로 사용하므로 장주기 핵종과 핵무기 재료물질의 발생량을 현저히 줄일 수 있는 새로운 노형인 energy amplifier에 대한 연구가 CERN을 중심으로 활발히 진행되고 있다. 본 연구에서는 토륨주기에 대하여 고정 중성자속 조사에 의한 핵분열 및 방사붕괴에 관한 모델을 정립하여 다수의 연립선형 미분방정식으로 구성하여 Runge Kutta 5-6차 자동시간 간격 수치해법을 이용하여 계산하였다. 결과는 1014의 고정 중성자속에 대하여 충분한 U233의 생산이 평형상태에 도달하고 장주기 핵종도 우라늄 주기에 비하여 현저히 줄어듬을 보이므로 가속기를 이용한 토륨 핵연료 주기의 타당성을 확인하였다.

A stiffness in a dynamical system is numerically studied to investigate a sensitivity of a reactor to the delayed neutron spectra with the Doppler feedback. To test numerical procedure, we adopted a case of a reactivity accident in a point reactor model. We found that the stiffness is sensitive to a reactivity insertion rate and the delayed neutron spectra in the Doppler feedback phase. Our numerical results show that global reactor characteristics are not very sensitive to the delayed neutron spectra even though their instantaneous ones are sensitive. We present the time evolution of each precursor group explicitly.

하나로(HANARO)를 이용하여 핵분열 방법으로 진단용 방사선원인 $^{99m}$ Tc의 모핵종인 Mo-99를 생산할 경우, HEU 및 LEU UO2 표적이 사용될 수 있다. 표적연료로서 HEU(93w/o $^{235}$ U)가 LEU(19.75w/o $^{235}$ U)에 비해 생성수율(Ci/gU)이 높게 나타났으며 제품의 질(quality)을 좌우하는 비방사능(Ci$^{99}$Mo/gMo)은 같게 나타났다. HEU가 같은 Mo-99의 방사능량을 얻기 위해서는 우라늄 장전량이 적어지므로 폐기물측면과 용해측면에서 이득이나 농축도를 고려하면, 큰 이득이 발생하지 않으므로 하나로에 LEU를 사용하는 것도 타당하다 할 수 있다.

현재 PWR에서는 반응도 변화를 보상하기 위해서 강한 중성자 흡수체인 수용성 붕소가 사용되고 있고 수용성 붕소내의 $B^{10}$은 연소하게 된다. 최근 대부분의 발전소가 장주기 운전전략을 채택하고 있고 발전소 이용률이 증가하고 있어 $B^{10}$ 연소의 중요성이 부각되고 있다. 본 연구에서는 국내의 웨스팅하우스형 3-Loop 발전소에 대해 $B^{10}$의 연소거동을 모사하는 프로그램을 개발하여 $B^{10}$ Percent를 연소도의 함수로 계산하였고 실제로 냉각재내의 $B^{10}$ Percent를 측정하여 검증하였다. 또한 $B^{10}$ Percent 변화에 따른 Boron Letdown Curve를 보정하여 측정값과 비교, 검증하였다. 검증결과 $B^{10}$ 예측 프로그램의 예상값과 측정값이 비교적 잘 일치하는 것으로 나타났다. 따라서 발전소에서 나타나고 있는 임계붕산농도의 설계값과 측정값 간의 일반적인 차이에 대한 원인이 규명되었고, $B^{10}$ 연소에 의한 상대적인 흡수체의 감소는 정지여유붕소량 계산시 고려되어야할 필요성이 있는 것으로 나타났다.

원자로 압력용기의 수명연장을 위해 중성자속 조사량을 감소시키려면 여러 가지 방법이 있고, 각 방법의 효율성을 비교 검토하기 위해서는 새로운 노심 해석 방법이 필요하였다. 본 연구에서는 고리 원자력 1 호기 반사체영역에 Radial Reflector를 삽입한 경우에 대해 노달코드를 이용하여 압력용기 표면의 중성자속 분포를 계산하는 방법론을 개발하고, Radial Reflector 설치의 효과를 검토하였다.

Effect of cross-section libraries on displacements per atom (dpa) was investigated under the spectrum which is calculated in the outer and inner of capsule in the JMTR fuel region. The variation of dpa value of iron was calculated by TENJIN2 code using several cross section libraries (ENDFB-lV, JENDL 3.1 and JENDL 3.2). The dependency of input spectrum on total damage (dpa) is more clearly appeared in case or ENDFB-IV in JENDL 3.2 and JENDL 3.1 libraries. The gas production rate calculated by ENDFB-IV library showed slightly larger value than that by JENDL library, and it responded more sensitively in neutron spectrum.

For a long time, a number of alarm processing techniques have been researched to reduce the number of actuated alarms for operators to deal with effectively during the abnormal as well as the normal conditions. However, the strategy that the only systems with a few clear technologies should be used as a part of an alarm annunciation system has been adopted considering the effectiveness and the reliability in actual alarm processing systems. Therefore, alarm processing systems have difficult knowledge-base maintenance problems and limited expansion or enhancement defects. To solve these shortcomings, the integrated knowledge-base which can express the general information related to all the alarm processing techniques is proposed and its management tool, Knowledge Input Tool for Alarm (KIT-A) which can handle the data of the knowledge-base efficiently is developed. Since the integrated knowledge-base with KIT-A can manipulate all the alarm information without the modification of alarm processing system itself, it is expected to considerably advance the overall capability of maintenance and enhancement of the alarm processing systems.

제한 제어 계통은 원자력발전소의 주요계통의 운전상태를 감지하여 운전변수들의 이상 기동이 예상되면 적절한 제한조치를 자동으로 수행하여 원자로 트립이 일어나는 것을 미연에 방지한다. 한 계통의 고장으로 인한 이상상태가 발생하면 국부제어기는 그 국소성 때문에 그 상황을 제대로 다루지 못할 경우가 생긴다. 따라서 고장의 원인을 정확히 파악하고 그에 대한 적절한 대처를 할 수 있는 높은 수준의 지능적 제한 재어 알고리즘이 필요하게 되며 이를 위하여 본 연구에서는 칼만 필터를 이용하여 원전의 상태변수를 추정하고 퍼지로직을 이용하여 고장을 파악하고 적절한 조치를 수행할 수 있는 제한 제어 알고리즘을 개발하였다. 이를 영광 3/4호기 원전의 이상 상태에 대하여 모의 적용함으로써 그 유용성을 보여주었다.

C++는 C의 장점을 가지고 있으면서 객체지향적 요소를 포함하고 있어 현재 객체지향적 소프트웨어 개발에 가장 많이 사용되어지는 언어 중에 하나이다. 본 고에서는 원자력 발전소 제어시스템과 같은 안전 시스템 개발에 사용될 언어가 보장해야할 속성에 대하여 정의하고 이러한 속성들을 C++는 어떻게 지원할 수 있는 가에 대하여 기술하였다. 80년 이후에 소개된 객체지향 기술이 계속적으로 발전하고 소프트웨어 개발에 많은 장점을 제공하고 있기 때문에 많은 분야의 소프트웨어 개발에 적용되어지고 있다. 따라서 safety-critical 시스템과 같이 고신뢰성과 안정성이 요구되는 시스템 개발에도 적용되어 진다면 소프트웨어 개발 생산성에 많은 도움이 될 것이다.

This paper describes a formal safety analysis technique which is demonstrated by performing empirical formal safety analysis with the case study of beamline hutch door Interlock system that is developed by using PLC(Programmable Logic Controller) systems at the Pohang Accelerator Laboratory. In order to perform formal safety analysis, we have built the Z formal specifications representation from user requirement written in ambiguous natural language and target PLC ladder logic, respectively. We have also studied the effective method to express typical PLC timer component by using specific Z formal notation which is supported by temporal history. We present a formal proof technique specifying and verifying that the hazardous states are not introduced into ladder logic in the PLC-based safety critical system.

영광 3호기에서 발생한 부하탈락으로 인만 과도현상 때의 운전 데이터를 이용하여 전체의 운전 영역에서 잘 맞는 증기 발생기의 모델을 개발하였다. 모델링 기법으로는 유전자 알고리즘이 사용되었으며, 모델은 물리변수(물리적 의미를 갖는 변수)를 갖는 함수들로 구성하였다. 과도현상시의 데이터를 이용하여 증기발생기의 시변 특성을 직접 추정하기 위해 일부 물리변수를 급수온도에 대해 비선형으로 정의하였다. 잘 알려져 있는 실측 데이터를 사용하는 모델링 기법들은 선형 시불변 계에서만 적용이 가능하여 증기발생기와 같이 강한 시변 특성을 보이는 계의 모델링에 과도현상 때의 데이터를 적용할 수 없다. 물리변수를 직접 추정하면 물리적 원칙에 의해 값의 범위가 주어지며 운전 경험 또는 개략적인 데이터의 분석에 의해 예상되는 값의 범위를 비교적 작게 정할 수 있으므로 유전자 알고리즘의 적용에 유리하다. 얻어진 모델은 영광 3호기 운전원 훈련용 시뮬레이터와 발전소 설계 자료에 의해 검증되었다. 이 모델은 제어기의 설계 및 조정과 증기유량 측정 계열의 비선형 교정에도 사용될 수 있다.

LPMS(Loose Part Monitoring System)는 원자로 및 냉각재계통내에서 발생하는 금속파편의 검출 및 분석을 위하여 사용되는 진단 장비이다. 본 논문에서는 RPV(Reactor Pressure Vessel)의 상부헤드(closure head)와 하부헤드(lower head)에서의 금속파편의 충격위치를 평가하는 LPMS를 위한 새로운 기법을 제안하고, Mock-up에서의 실험을 통하여 그 효용성을 검증하였다. 즉, 수정된 원교차법을 제안하고, 이를 반구로 모델링된 RPV의 상ㆍ하부헤드에 존재하는 금속파편의 위치평가에 적용하므로써 정확한 충격위치를 찾을 수 있음을 보였다. 이들 결과는 충격물질의 질량이나 에너지를 계산하는데 정확한 정보를 제공해 줄 수가 있다.

검증 및 확인(V&V)의 속성상 Independent V&V는 반드시 필요 한 것으로 인식되고 실제로 규제 기준이나 여러 표준(Standard)들에서 그 요구사항들이 기술되고 있으나 그 기술 내용이 너무 단순, 추상적인 경우가 많아 구체적인 실현 방법에 있어서는 합의된 해결책이 제시되지 못하고 있는 실정이다. 이러한 문제점들을 해결하기 위해 본 논문에서는 원자력분야는 물론 프로세스와 군사 분야의 표준들과 기타 기술기준 자료들을 조사 분석하고 이를 기반으로 하여 원자력 분야, 특히 계측제어 계통의 Safety-critical 소프트웨어 개발에 따른 안전성과 경제성 문제가 고려되고 기술적, 관리적 측면에서 균형을 갖춘 V&V의 독립성 구현 방안에 대한 가이드를 제시하였다.

차세대 원전 경보시스템에서의 경보처리는 발전소의 과도상태 및 비정상운전시 경보필터링, 경보억제, 발전소 상태에 근거한 우선순위처리 등을 적용하여 운전원에게 경보정보를 효율적으로 처리하고자 한다. 경보표시 측면에서는 인간공학 및 인지공학적 요소를 적용하여 운전원의 인적오류를 최소화하여 기존 경보계통의 단점을 개선하고자 하였다. 본 논문에서는 차세대 경보계통설계의 구현을 위해서 COAST(Computerized Alarm System Toolbox)를 사용하여 경보처리방법 중 그룹핑기법을 구현하였다.

A prompt fission gas release model incorporating the resistance to gas flow in the gap was developed and the effects of gap resistance and failure location on prompt fission gas release from the cladding breach were assessed. The process of prompt fission gas release from the plenum and gap into the coolant was modeled in accordance with three major phenomena: (1) transient gas flow in the gap, (2) the growth of the fission gas bubble while it is still attached to the breach, and (3) the detachment of the fission gas bubble from the breach and mixing with the coolant. The cumulative mass release fraction by the present model was calculated for the case of Young-Gwang 3 & 4 nuclear fuel rod as a typical example. The results showed that the release behavior of prompt fission gas with time was different from the frictionless model which has frequently been used in a simplified approach, and that the location of cladding failure was another key factor for the prompt fission gas release process due to the resistance in the gap.

본 논문의 목적은 현재 사용중인 원자력발전소내 금속파편 감시계통 (LMPS: Loose Part Monitoring System)에서 금속파편의 발생위치 평가시 온라인화된 방식을 제안하고 그 효용성을 알아보는 것이다. 현재 사용중인 LMPS들은 센서들을 통해서 기준 진폭수준 이상의 신호가 입력될 때 경보음이 울리고 신호가 기록되도록 되어있다. 이렇게 기록된 신호를 전문가가 분석함으로써 발생한 금속파편 위치 및 계통손상 가능성 등을 평가한다. 그러나 이러한 방법에 의한 신호평가시 경험이 풍부한 전문가에 의해 파편위치 및 손상부위를 평가해야 하므로 많은 시간이 소요되고 금속파편에 의한 손상 잠재성이 큰 경우 즉각적인 조치를 취할 수가 없어 방사능 누출 등의 위험한 상황에 처할 수 있다. 따라서 본 논문에서는 이러한 점에 착안하여 센서로부터의 입력신호 분석 및 평가를 위한 온라인 기법을 제안하고 구조물 모형을 이용한 실험결과를 통하여 그 효용성을 입증한다.

For the Korean Next Generation Reactor(KNGR) development, LBB is considered for the Main Steam Line(MSL) piping inside its containment to achieve cost and safety Improvement. To apply LBB concept to MSL, leak sensors highly sensitive to humidity is required. In this paper, a ceramic material, MgCr$_2$O$_4$-TiO$_2$ has been developed as a humidity sensor for MSL applications. Experiments peformed to characterize the electrical conductivity shows that the conductivity of MgCr$_2$O$_4$-TiO$_2$ responds sensitively to both temperature and humidity changes. At a constant temperature below 10$0^{\circ}C$, the conductivity increases as the relative humidity increases, which makes the sensor favorable for application to the outside of MSL insulation layer But as temperature increases beyond 10$0^{\circ}C$, the sensor composition should be adjusted for the application to KNGR is to be made at temperature above 10$0^{\circ}C$.

영광2호기에 설치되어있는 노내 중성자속 감시 계통 설비인 기계식 인출제한 스위치(Withdrawl Limit Switch)의 구조적인 결함을 제거하기 위한 원인 분석 및 개선과정에 중점을 두었다. 기계제어방식의 구조적 결함은 검출기(Detector)가 노심의 중성자속(Neutron Flux)을 측정하기 위해 구동기의 수동 혹은 자동운전시 검출기 안내관에 삽입 인출이 반복 수행되면서 물리적 또는 환경적요인에 의한 레버의 휘어짐으로 접촉위치의 변경이 발생하는 것을 의미한다. 콘솔내 다수의 마이크로-프로세서(Multiple-Microprocessors)에 의한 구동기(Drive Unit) 동작으로 노심내 3차원 중성자속 분포를 측정할 수 있는 유일할 설비로써 본 계통은 그동안 관련 보수작업 및 설비개선에도 불구하고 근본문제점이 해소되지 못한 가운데 여러차례의 설계, 모의시험을 거쳐 인출제한스위치 제어 방식을 기계식에서 전자식으로 개선, 대체하여 시험 및 운전해 본 결과 근본적 결함원인이 해결되었음을 확인하였다.

The RTD Bypass Loops at Kori Unit 3&4 will be removed and a new system will be designed and will be installed to replace it. The replacement system provides equal or better performance and eliminates some Persistent problems. The Resistance Temperature Detector (RTD) bypass line is eliminated to reduce the radiation exposure to operators and workers. After the elimination, the resistance temperature detectors are installed in scoop of the reactor coolant piping to detect a representative temperature. This study includes safety evaluation, RTD response time Analysis, Uncertainty Analysis, LOCA evaluation and Structural Analysis.

This paper presents the development of an Integrated Test Facility (ITF) that consists of a full-scope Human Machine Simulator (HMS) and some experimental measurement systems. This facility is aimed to experiment with tile design of the control room environment and the human interaction as it relates to the control of advanced nuclear power plants.

본 연구에서는 원자로의 충수 및 배기가 완료된 상태에서부터 원자로 출력 2%까지의 운전을 자동화한 원전 가열운전 자동화시스템을 개발하였다 본 시스템을 개발하기 위해 운전절차서와 운전원 업무경험을 바탕으로 운전모드, 자동화 범위, 자동제어대상 등을 선정하였고, 이를 기반으로 지능형 감독자시스템, 디지털 분산제어시스템, 그리고 신호연계시스템으로 구성된 가열운전 자동화시스템을 개발하였다. 개발된 시스템의 성능을 확인하기 위해 993 MWe급 가압경수로를 모의화한 계측제어 시험검증설비와 연계하여 검증 실험을 수행하였다.

본 논문에서는 Safety-critical 소프트웨어를 위한 V'||'&'||'V 지침서(guideline) 개발 방법론을 제시한다. 즉, 기존의 산업계 표준인 IEEE Std-1012, IEEE Std-1059에서 논의되고 있는 개념을 근간으로 "독립성(independence)", "소프트웨어 안전성 분석(software safety analysis)", "COTS 평가(evaluation) 기준", "다른 보증(assurance) 조직들간의 관련성(relationship)" 등의 필수 안전 항목들을 추가하여 원전 안전성 시스템(NPP safety system)을 위한 V'||'&'||'V 지침서 개발 방법론을 제시하였다 제시된 방법론에는 V'||'&'||'V 지침서의 범위(scope), 승인기준(acceptance criteria) 부분인 지침서 프레임(guideline framework), V'||'&'||'V activities 및 methods 부분인 타스크(task) entrance 및 exit 기준(criteria), 리뷰 및 감사(review and audit), 테스팅 그리고 V'||'&'||'V material의 QA 레코드(records) 및 형상관리, 소프트웨어 검증 및 확인 계획서(Software Verification and Validation Plan : SVVP) 생성 등의 내용을 기술하고, Safety-critical 소프트웨어 V'||'&'||'V 방법론도 함께 제시하였다.

원전 감시시스템은 시간의 흐름이나 사건의 발생에 따라 생성되는 시간개념이 포함된 데이터들을 대상으로 정해진 유형의 반복적 처리를 필요로 한다. 이와 같은 응용시스템은 시간정보를 갖는 데이터들의 저장 및 관리와 능동적인 기능을 갖는 능동적 시간지원 데이터베이스 시스템을 통해 효율적으로 구현될 수 있다. 본 논문은 원전 감시시스템을 위한 능동적 시간지원 데이터베이스 시스템과 그를 위한 시간지원 능동규칙 인어를 제안한다.

본 논문에서는 원자력발전소의 설계에 필요한 인간공학 업무를 원활하게 지원하기 위하여 설계 현안 관리체계(DIMS)를 제안하였다. 설계현안 관리체계에는 설계요건 DB 시스템, 현안추적 시스템, 현안의 중요도 평가 시스템 등이 포함되어 있어서 설계과정을 지원할 수 있다. 또한, CFMS 검토에 응용한 사례를 약술하여 실무적인 활용과정을 설명하였다.

The safety and reliablity of nuclear power plant operations relies heavily on the plant operators ability to respond to various emergency situations. It has become standard industry practice to utilize simulators to improve the safety and reliability of nuclear power plants operations. The simulators built for Younggwang#3("YGN#3"), which is based on the Korean Standard Nuclear Power Plant ("KSNPP")design, has been developed precisely for this purpose. The YGN#3 simulator is the first simulator in Korea to be developed locally and is now operational on site. A particular attention was placed on the development of CPC/COLLS safety system which is unique to the YGN#3. The effort to develop CPC/COLLS simulation model has been successful and plans exist for applying this model to simulator projects in the future.jects in the future.

원자력 발전소의 주급수 유량은 원자로 열출력 산출에 사용되는 중요한 변수로서 , 노심관리 뿐만 아니라 원자로 안전 운전에도 중요하며, 발전소 출력에 직접적인 영향을 미친다. 원자력발전소의 주급수 유량은 1% 의 허용오차로 설계되어 있으나, 사용년수의 증가 및 운전조건의 영향 둥으로 정확도의 유지가 어려운 실정이다. 주급수 유량을 정확도 $\pm$0.5% 이내로 측정한다면 1000 MW 급 원자력 발전소에서 최대 10MW 의 전기출력 복구가 가능하며, 이를 위해 주급수 유량 측정 설비의 정확도 검증과 보정을 할 수 있는 정확한 유량 측정법의 개발이 절실하다. 본 연구에서는 화학 추적자 방법에 의한 정밀 유량 측정기술을 개발하여, 원자력 발전소 주급수 계통의 유량 측정에 사용되고 있는 벤츄리(venturi), 노즐(nozzle), 오리피스(orifice) 등의 유량검증에 활용함으로서 발전소의 안전성을 유지하면서 동시에 출력을 극대화하는 것을 목표로 하여 추적자 이용 유량 검증기를 설계 제작하였으며 그 정확도와 유효성에 대한 실험적 검토를 하였다. 본 연구에서 사용한 추적자 방법은 유량 번동에 좋은 응답성을 보이고 있으며, 유량 측정에 있어서도 정확도 $\pm$ 0.5 % 이내의 매우 신뢰성 있는 측정이 가능하다.

국내 PWR 원전에서는 계획예방 정지운전 중의 일차측 정지화학 제어에 의해 노심외부의 방사선장을 감소시키므로서 작업종사자의 피폭을 최소화하도록 많은 노력을 경주해 오고 있으며, 보다 나은 정지화학 제어를 위해서는 정지운전 자료에 대한 보다 정밀한 평가와 예측이 요구되고 있다. 본 연구에서는 정지화학을 평가하고 정지후 운전시간에 따른 방사능준위의 변화를 예측하기 위해서 계산프로그램(SCALP)을 개발하여 이를 국내 PWR 원전 A에 적용하고 그 정지운전 특성을 해석하였다.

Critical two-phase flow rates of subcooled water through very short tube (L=20 mm) with small diameters (D=1.0 mm) has been measured for wide ranges of subcooling(0~186$^{\circ}C$) and pressure (0.5~2.0 MPa). Experimental results show that subcooled critical two-phase flow rates can be expressed in terms of two scaling parameters for geometries and initial conditions. They are discharge coefficient of cold water, ( $C_{d}$ )$_{ref}$, and dimensionless subcooling, $\Delta$ $T^{*}$$_{sub}$, respectively. A new empirical correlation expressed in terms of ( $C_{d}$ )$_{ref}$ and $\Delta$ $T^{*}$$_{sub}$ is obtained for subcooled two-phase flow rates through very short length tube. Comparisons between the mass fluxes calculated by Present correlation and a number of experimental data show that the agreement is very good.ood.ood.ood.

본 연구에서는 나선형과 판형의 핀을 가진 원자력 발전소용 직교류 핀-관 열교환기의 열량을 ARI Standard-410에 따라 실험적으로 측정하여 풍속과 냉수속에 따른 열저항 및 압력 손실을 도출하는 것을 목적으로 하였으며, 이러한 시도를 통해서 실제 열교환기의 성능 평가시 필요한 기술적 자료를 축적하고자 하였다. 실험에서는 나선형 6fin/in, 8fin/1n, 10fin/in 열교환기와 판형 8fin/in 열교환기를 사용하였으며, 풍속을 0.486m/s와 2.214m/s로, 수속을 1m/s～4m/s로 하여 실험을 행하였다. 실험 결과를 통하여, 원자력 발전소의 격납 용기내의 공기조화를 위하여 사용되어 지는 열교환기의 성능 평가 방법 및 실증 능력을 확보하였으며, 풍속 증가에 따라 총괄 열전달 계수는 전체적으로 비례 증가하는 경향을 보였다. 판형이 나선형 보다 열전달 계수가 작게 나타났으며, 나선형 열교환기의 경우 fin수에 따른 변화는 크지 않았으나, 열전달 면적을 고려한 경우에는 나선형 10fin/in 열교환기가 가장 뛰어난 열교환 성능을 발휘함을 알 수 있었다. 또한, 공기측의 압력 손실은 전체적으로 전연 풍속 증가에 따라서 속도 제곱에 비례하여 증가하는 경향을 보였다.

이상 유동에서의 음파 전달 현상을 비평형, 비균질 이상 유동 방정식에 의하여 이론적으로 유도하였다 개발된 방법은 이상 계면에서의 압력 불연속성을 표면 장력 방정식에 의하여 해결하였으며, 이로 인하여 이상 유동 지배 방정식의 불량 설정된 초기치 문제(Ⅰ11-posed initial value problem)가 완전한 쌍곡형 편 미분 방정식군(Complete hyperbolic partial differential equation system)으로 만들어졌다. 새로이 개발된 방정식의 고유값인 음파의 속도는 실험 결과와 정확히 일치한다.

An alternating conditional expectation (ACE) algorithm, a kind of non-parametric regression method, is proposed to generate empirical correlations automatically. The ACE algorithm yields an optimal relationship between a dependent variable and multiple independent variables without any preprocessing and initial assumption on the functional forms. This algorithm is applied to a collection of 12,879 CHF data points for forced convective boiling hi vertical tubes to develop a new critical heat flux (CHF) correlation. The meat root mean square, and maximum errors of our new correlation are -0.558%, 12.5%, and 122.6%, respectively. Our CHF correlation represents the entire set of CHF data with an overall accuracy equivalent to or better than that of three existing correlations.

실제의 격납건물의 구조는 하부 원통형의 구조를 가지는 영역과 상부 돔 형태와 굴뚝 형태의 구조를 가지는 영역으로 나눌 수 있다. 하부 원통형의 구조만을 고려한다면, 고온의 철제 벽면과 콘크리트 벽면 사이의 gap 크기에 비해서 원통의 반지름이 상대적으로 매우 큰 값을 가지기 때문에 2차원 무한평판으로 가정하는 것이 가능하다. 그러나 돔 및 굴뚝 영역에서는 높이가 높아질수록 돔 단면직경이 감소하고 굴뚝 영역도 유동단면적이 작은 원통의 구조를 가져 2차원 무한평판의 가정에 많은 무리가 따른다. 앞에서 명시한 세 가지의 격납건물 형태에 있어서 ASPWR의 경우는 굴뚝을 포함한 영역까지도 무한평판으로 가정하는 것이 가능하나(돔에서의 열전달 단면적이 하부의 열전달 단면적에 비해 매우 작다는 가정을 한다면) 나머지 AP600과 HWRF의 격납건물에 있어서는 상부까지도 무한평판 가정을 사용하는 것에는 무리가 있다. 본 연구에서는 일반적인 유체해석 코드인 FLUENT V4.3을 이용하여 실제 격납건물 구조에 대한 분석을 시도하여 무한평판 구조에 대한 가정이 과도한 열전달량을 예측하고 있음을 확인하였다.

A method to mitigate the thermal stratification flow of a horizontal pipe line is proposed by heating external bottom of the pipe with electrical heat tracing. Unsteady two dimensional model has been used to numerically investigate an effect of the external Denting to the thermally stratified flow. The dimensionless governing equations are solved by using the control volume formulation and SIMPLE algorithm. Temperature distribution, streamline profile and Nusselt numbers of fluids and pipe walls with time are analyzed in case of externally heating condition. no numerical result of this study shows that the maximum dimensionless temperature difference between the hot and the cold sections of pipe inner wall is 0.424 at dimensionless time 1,500 ann the thermal stratification phenomena is disappeared at about dimensionless time 9,000. This result means that external heat tracing can mitigate the thermal stratification phenomena by lessening $\Delta$ $T_{ma}$ about 0.1 and shortening the dimensionless time about 132 in comparison with no external heat tracing.rnal heat tracing.

System-Integrated Modular Advanced Reactor (SMART), where major primary components such as modular helical steam generator and self regulating pressurizer are integrated into reactor vessel, is currently under development. The pressurizer is designed to control the primary pressure mainly with partial pressure of nitrogen gas and to maintain the fluid temperature as low as possible for the purpose of minimizing steam contribution. The steam generator (SG) is designed to produce super-heated steam inside tube at power operation. Because the in-vessel pressurizer and in-vessel SG are classified as the characteristic components of SMART, it is important to perform a steady state calculation of these components in order to evaluate the adoption of these components. A steady state analysis of the in-vessel pressurizer and in-vessel SG has been performed under normal power operation and the results show an acceptable performance of the components.

The mixing vane effect on the Critical Heat Flux (CHF) is discussed with focus on the vortex now effect. In the subchannel approach, this effect is not quantified by the calculation model, but directly taken into account by the CHF correlation itself through data analysis. The vortex now effect is identified the two Westinghouse correlations, and then the CHF margin issue given rise to by the Vantage-5H design change is evaluated and discussed. It is noted that deficiency about CHF dependency on the vortex flow effect could induce an error in the Departure from Nucleate Boiling Ratio (DNBR) sensitivity Calculation.

The condensate in a single vertical reflux condenser with a tube of the large L/D ratio could carried over in both ways of fill-and-dump and the annular occurrent to steam flow. From the experimental observation made, a theoretical model based on the lumped parameter method is made to understand the dynamics of the reflux condenser. The present model predicts well the time period of fill-and-dump model and the natural vibrational frequency of the water column. This could be a first step to understand the complex phenomena in the reflux condenser such as itd improved thermal performance due to the well controlled pulsation in steam flow and the tube-to tube effect in the multi tube reflux condenser.

기포막 제한 및 기포 군집 이론에 의한 해석적 접근을 통해 축방향 출력분포가 임계열속에 미치는 영향을 파악하고, 이를 근거로 임계열속 발생지점에서의 엔탈피 변화를 고려하여 축방향 출력분포에 따른 임계열속 예측치 보정 모델을 개발하였다. 제안된 모델의 검증을 위해 cosine 형태의 축방향 출력분포를 갖는 임계열속 측정치와 비교하였으며, 그 결과 제안된 모델은 측정치에 대해 평균 1.0072, 표준편차 9.98%의 예측 성능을 나타냈다.

The generic analysis method for core flow instability is suggested to confirm that the core flow instability would not occur on PWR conditions. For the confirmation, the stability criteria of each fuel type are provided. Instability investigations in various accident conditions prove that the locked rotor accident is the most limiting case to instability. Parametric Effects are surveyed and in good agreement with available studies. The effects of heat flux distribution become negligible as the subcooling number is decreased. The power margin to instability is calculated quantitatively in various accident conditions.

국내 원자력발전소의 참조격인 영광 3ㆍ4호기의 RCP를 1/10으로 축소한 모델펌프를 설계ㆍ제작하여 상온, 대기압에서 단상류 펌프특성과 포화상태 근방에서 공동현상 시발 과냉각온도($\Delta$T$_{sub}$ ) 실험을 수행하였다. 단상류 특성은 RCP와 유사하였고, 공동현상 시발 $\Delta$T$_{sub}$ 는 0~5$^{\circ}C$였으며, 압력에 따라 민감하였다. 공동현상의 무차원 변수는 Ca=(equation omitted)로 정의된다. 단상류 펌프특성과 이상류 펌프특성간의 상관관계인 수두손실비 H$^{*}$ (equation omitted)를 기포율($\alpha$)와 유량계수(ø)의 함수로 나타낼 수 있을 것이다.

PWR 사용후핵연료 집합체를 운반하기 위한 대형용기는 다층구조로 구성되며, 충과 층사이의 접합부에서의 열전달이 발생한다. 이러한 열전달은 고체간의 열전달과 접합부에서의 공극안 기체를 통한 열전달로 구분되며, 후자에 의한 영향을 크게 받는다. 따라서, 2개의 chamber로 구성된 고온열시험장치에 대형용기의 section모델을 넣고 각각의 chamber에 다른 열용량을 유입한 시험을 수행하고 동일조건하의 열해석을 수행하여 열저항계수를 산출하였다.

To investigate parametric effect on CHF and to get CHF data, experimental study has been performed with vertical round tubes under the condition of low pressure and low flow (LPLF). Test sections are made of Inconel-625 tube and have the geometry of 8 and 10 mm in diameter, and 0.5 and 1.0 m in heated length. All experiments have been conducted at the pressure of under 9 bar, the mass flux of under 250 kg/$m^2$ and the inlet subcooling of 350 and 450 kJ/kg, for stable upward flow with water as a coolant. Flow regime analysis has been performed for obtained CHF data with Mishima's flow regime map, which reveals that most of the CHF occur in the annular-mist flow regime. General parametric trends of the collected CHF data are consistent with those of previous studies. However, for the pressure effect on CHF, two different are observed; For relatively high mass flux, CHF increases with pressure and far lower mass flux, CHF decrease with pressure. Using modern data regression tool, ACE algorithm, two new CHF correlations for LPLF condition are developed based on local condition and inlet condition, respectively. The developed CHF correlations show better prediction accuracy compared with existing CHF prediction methods.

To assess the coolability of particle bed, which is formed in reactor cavity, it is important to assess the prediction capabilities of Dryout Heat flux correlations. The existing DHF correlations (Sowa et al., Dhir-Catton (a), Dhir-Catton (b), Hardee-Nilson, Ostesen, Shires-Stevens, Lipinski, Jones et al., Dhir-Barleon, Theofanous-Saito, Henry-Fauske) for particle beds are assessed using developed DHF database. Eleven DHF correlations are chosen for assessment based on literature survey. Among them, five are based on flooding correlation, which are used for chemical engineering and others are based on conservation equations. The parameters in DHF correlations are directly substituted into correlations. Totally 202 data are classified into 6 groups based on bed thickness and particle diameter. In each group, prediction capabilities of correlations are assessed and shown by standard deviation and root mean square (RMS) error. Prediction capability of each correlation depends on the data group and none of correlations shows best prediction capability on entire groups. According to present study, even if those correlations show poor prediction capability, Lipinski correlation is best correlation considering entire groups.

The transition from a statified wavy to a slug flow has been analyzed considering the mechanistic forces acting on the wave crest in a nearly horizontal air-water countercurrent flow. To verify the results of the analysis, a series of experiments have been performed changing the inclination angle of the test section. Comparisons of the theoretical predictions with experimental data show a good agreement and the results show that the present model gives similar results of Taitel and Dukler's in the case of inclined pipes. However, at high superficial liquid velocity, the results of present work agree more closely with data than that of Taitel and Dukler's. Also, predictions of the present model gives a very close agreement with the experimental data for various tube sizes obtained by others.

The thermal margin of CANDU-6 reactor is estimated by the CCP, which is dependent on fuel channel hydraulics and the CHF of fuel bundle. This paper intents to describe the characteristics of CCP behavior for the CANDU-6 channel in which CANFLEX-NU fuel bundles are assumed to be loaded. Also, it includes the thermal margin evaluation of the CANDU-6 channel loaded with a mixed CANFLEX-NU and 37-element fuel bundles as a simulation of the partial loading of CANFLEX-NU fuel bundle in the CANDU-6 reactor. For the mixed fuel channels, the effects of axial flux distribution(AFD) on CCP were investigated by using the AFD tilted in the downstream. The CCP of CANFLEX-NU fuel bundle was found to be improved by the CHF enhancement, despite of the slight flow decrease, in case of both full and partial loading, compared with those of a standard 37-element fuel bundle.

일체형원자로에서 일차측 압력은 질소와 증기의 분압에 따라 스스로 작동하는 자기가압기에 의해 일정하게 유지된다. 1차계통내 용해된 질소의 양과 압력변화의 폭을 최소화시키기 위해 가압기를 냉각시킬 필요성이 있으며 이를 위해 습식단열재(wet thermal insulation)와 냉각튜브(cooling tube)가 설치되었다. 본 연구에서는 자기가압기 작동에 중요한 역할을 하는 습식단열재의 기본적인 열전달 특성과 설계시 고려해야 할 사항을 분석하였다 전산유체코드를 사용해 단열재내치 온도 및 유동 분포를 계산하였고 기존의 실험으로부터 얻어진 열전달상관식을 이용해 단면충의 개수에 대한 민감도 계산, 돌출지점을 통한 열전도, 열전달 계수의 오차가 설계변수에 미치는 영향 등을 분석하였다.

It is important to understand correctly a CHF under low flow condition for the purpose of enhancing the reactor safety and performance in the LWRs. The CHF experiments have been carried out for an internally heated vertical annulus in RCS loop facility. The experimental conditions cover ranges of pressure from 1.82 to 12.08 MPa, mass flux from 300 to 550kg/$m^2$. s and inlet subcooling of 210kJ/kg. The CHF data decrease with increasing pressure at high value of mass flux. For mass flux of about 300kg/$m^2$. s, the CHF rue little influenced by pressure. The CHF data are correlated well by using the dimensionless heat flux and dimensionless mass flux for a fixed inlet subcooling except the data group of 12.08 MPa. It seems that the Doerffer correlation and Katto correlation overestimate the CHF for low pressure and lower value of mass flux within this experimental ranges. The Bowling correlation gives a better prediction than the other two correlations.

An approximation technique was developed for the simulation of free surface flows in non-orthogonal coordinates. The main idea of this approach is to approximate VOF by the second order linear equation in the transformed domain on the assumption that the continuity of free surface would be maintained. The method was justified through a set of numerical test to examine if its original shape could be maintained when the circles are convected in uniform velocity in horizontal direction in curvilinear coordinates. Finally a simple problem was solved by applying the method to CFX4.1 general purpose CFDS code.

산업 현장에서 널리 쓰이는 압축성 유체가 밸브 등을 통하여 원하지 않은 누설이 발생할 경우 그 배관의 외부 온도만을 측정하여 누설량을 개략적으로 구하는 방법을 보였다. 특히 배관라인등 유량 제한 요소가 없는 계통은 Fanno Line 방법을 적용하고 오리피스나 벤추리등 유량 제한 요소가 있을 경우는 노즐 모델링 방법을 적용하면 누설량을 구할수 있고 노즐모델링 방법으로 구한 누설량이 Fanno Line 방법으로 구한 누설량의 약 50%였다.

Reflood model in RELAP5/MOD3.1 are modified to improve the unrealistic prediction results of the model. In the new method, the modified Zuber pool boiling critical heat flux (CHF) correlation is adopted. The reflood drop size is characterized by the use of We=1.5 and the minimum drop size of 0.0007 m for $p^{*}\;{\leq}\;0.025$. To describe the wall to vapor heat transfer at low pressure and low flow condition, the Webb-Chen correlation is utilized . The suggested method has been verified through the simulations of the Lehigh University rod bundle reflood tests. Through sensitivity study it is shown that the effect of drag coefficients is dominant in the reflood model. It is proved that the present modifications result in much more improved quench behavior and accurate wan and vapor temperature predictions.

자연대류 현상의 특성파악과 주요 관련변수들에 대한 이론적인 연구를 위하여 단일 순환계통 자연대류 실험인 SNC-3, 4를 RELAP5/Mod3.1로 모사계산하여, RELAP5/Mod1의 모사결과와 비교하여, RELAP5의 버전에 따른 결과의 차이를 비교하도록 하였다. 이를 위하여 Mod1의 input을 수정하여Mod3.1로 바꾸고 이를 계산하도록 하였다. 두 실험에 대한 Mod3.1 모사계산 결과는 Mod 1의 계산결과와는 달리 실험을 매우 훌륭히 모사함을 보이고 있다.

피동형 격납용기 냉각계통 해석을 위하여 격납용기 압력, 온도 과도현상 분석 코드인 CONTEMPT4/MOD5 전산코드에 피동형 격납용기 열전달 모델을 추가하였다. 외부공기의 순환에 의한 철제 격납용기와 차폐건물 사이의 환형 공간의 냉각모델은 자연대류 및 혼합 대류의 기존 실험적 상관식을 사용하였고 상부에서 분사된 물의 증발에 의한 열전달 현상은 analogy 개념을 적용한 질량전달 모델을 도입하였다. 개선된 전산코드로 1000Mwe급 원전의 피동형 격납용기에 대하여 각 실험적 상관식의 차이, 물막의 형성비율, 습식냉각 지연시간 등의 민감도 분석을 수행하였다.

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상 저온 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 정상운전시에는Primary 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 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하여 실험을 통해 이론과 비교하고 Valve의 특성곡선을 개발한다.

DYLAM and its related applications are reviewed in detail and found to have many favorable characteristics. Concerning human factor analysis, the study demonstrates that DYLAM methodology represents an appropriate tool to study man-machine behavior provided that DYLAM is used to model machine behavior and an appropriate operator interface human factor model is included. A hybrid model which is a synthesis of the DYLAM model, a system thermodynamic simulation model and a neural network predicative model, is implemented and used to analyze dynamically the CANDU pressurizer system.

본 논문에서는 기존의 PSA기법인 사건수목/고장수목의 단점을 보완한 동적 신뢰성 평가도구인 DYLAM방법론을 이용해서 참조원전$^{[1]}$ 소외전원 상실사고시 노심노출 사고발생 빈도를 평가하였다. 부분충수 운전시 발생될 수 있는 노심의 노출을 예방하기 위한 운전원의 여러가지 조치들의 오류가능성애 대한 민감도 계산을 수행하였다. 민감도 분석의 결과 일차 충전 및 유출운전 (Feed and B띤) 인적오류가 노심노출 사고발생 빈도에 가장 큰 영향을 미치는 것으로 분석되었으며 정지생각계통 기능회복을 위한 조치는 상대적으로 적은 영향을 끼치는 것으로 나타났다. 또한 정지/저출력으로 운전하는 부분충수 운전시 전 출력에 비하여 노심노출올 무시할 수 없음도 보여주었다.

저출력/정지시의 사고가 노심손상에 미치는 영향이 작지 않은데 비하여, 그 영향에 대한 평가 체계는 확립되어 있지 않다. 특히 인적오류가 차지하는 비중이 크며 이에 따라 인적오류를 평가할 수 있는 절차를 마련하여야 한다. 본 논문에서는 전출력시의 체계를 기반으로 저출력/정지시의 특성을 고려하여 인적오류를 평가할 수 있는 체계인 SEPLOT (Systematic Evaluation Procedure for LP&S Operation Tasks)을 개발하였다. SEPLOT에서는 영향도(Influence Diagrams)를 이용하여 인적오류에 영향을 주는 수행특성인자들을 동시에 고려함으로써 수행특성인자들 사이의 의존성 평가를 가능하게 하였고, 저출력/정지시의 특성을 반영할 수 있도록 절차서의 질, 인간-기계 연계, 다중 인간행위 사이의 의존성 등의 수행특성인자들이 중요하게 고려되도록 하였다. 이를 이용하여 참조 원전의 저출력/정지시 대표적인 작업인 소외전원상실사고 대응 작업 중 하나인 일차 충전 및 유출 운전(Primary Feed and Bleed)에 대하여 평가함으로써, 저출력/정지시 다른 여러 가지 수행작업들에 대한 인적오류에도 개발된 체계가 적용 가능함을 보여 주었다.

A transient natural circulation behavior during a LOCA at hot-standby operation is evaluated for YGN Units 3/4. The plant initial condition is determined within the EOP limitation as suitable to hot-standby mode and the transient scenario is prepared as relevant to evaluation of transient natural circulation. A 0.4% cold leg break with loss of off-site power is calculated with RELAP5/MOD3.2, whose predictability has been verified for SBLOCA natural circulation test, S-NC-8B. Through one hour transient analysis, it is found that the plant has its own decay heat removal capability by natural circulation following a LOCA, at hot-standby mode. Additional calculation is performed to investigate an effect of HPSI flow on natural circulation.

Severe accident analysis has been performed for the Wolsung nuclear power plants in Korea to investigate severe accident phenomena of CANDU-600 reactors as a part of Level II PSA study. The accident sequence analyzed in this paper is loss of active heat sinks(LOAH) which is caused by loss of off-site power, diesel generators, and DC power. ISAAC (Integrated Severe Accident Analysis Code)computer code developed by KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) was used in this analysis. This paper describes the important thermal-hydraulics and source term behaviors in the primary system and inside containment, and the failure mechanism of calandria vessel and containment. In addition, some insights for accident management program(AMP) are also given.

A severe accident management strategy, in-vessel retention corium through external reactor vessel cooling(ERVC) is being studied worldwide as a means to prevent reactor vessel failure following a core melt accident. An evaluation of feasibility of this ERVC for a large Advanced Light Water Reactor (ALWR) is presented. To account for the coolability of corium and metal in the reactor vessel, a thermal analysis is performed using an existing method. Results show that the peak heat flux along the inner surface of the reactor vessel lower head has a relatively smaller margin than a small capacity reactor such as AP600 in regards with the critical heat flux attainable at the outer surface of the reactor vessel lower head.

CANDU형 발전소의 사고해석 검증을 위한 계통분석 코드는 별도로 개발되어 있지 않으며, PWR 사고해석 검증용으로 널리 사용되고 있는 RELAP5 코드를 CANDU형 발전소의 사고해석 검증용으로 개발하려는 연구가 현재 진행되고 있다. CANDU형 발전소를 묘사한 RD-14 실험장치에서의 실험결과를 RELAP5 코드로 평가한 연구는 있으나, 실제 CANDU형 발전소의 사고해석에 적용한 예는 없다. 본 연구에서는 RELAP5 코드를 이용하여 CANDU형 발전소의 주증기관 파단사고를 분석하고, 그 결과를 월성 2,3,4 FSAR의 분석결과와 비교하여, CANDU형 발전소에 대한 RELAP5 코드의 적용 타당성을 평가하는데 그 목적이 있다. 연구결과, RELAP5 코드는 CANDU형 발전소의 주증기관 파단사고를 잘 모사하고 있으며, CANDU형 발전소의 사고해석 검증용 코드로서 적절함을 보여주고 있다.

Fission product release (FPR) assessment for 100% reactor outlet header (ROH) break in CANDU reactor loaded with CANFLEX-NU fuel bundles has been performed. The predicted results are compared with those for the reactor loaded with standard 37-element bundles. The fuel failure thresholds for the CANFLEX and standard bundle elements are very similar. All the sheaths at the corresponding fuel failure thresholds for the CANFLEX and standard bundles fail due to the significant cracks in the surface oxide, except those for the CANFLEX inner element at burnups of 220 to 240 MW.h/kg(U), which fail due to the excessive diametral strain. The fuel failure analysis predicts that the number of failed fuel elements for the CANFLEX bundle case is none, while that for the standard bundle case is 1827. The total (gap plus bound) I-131 releases for the CANFLEX and standard bundles are none and 5889 TBq, respectively The significant reduction of the number of failed fuel elements and FPR for the CABFKEX fuel bundle is attributed to the lower linear power of the CANFLEX fuel bundle compared with the standard fuel bundle.

A comparative transient analyses were performed for oxide and nitride cores or a large (3000 MWt), pool-type, liquid-metal-cooled reactor (LMR). The study was focused on three representative accident initiators with failure to scram : the unprotected loss-of-flow (ULOF), the unprotected transient overpower (UTOP), and the unprotected fast transient overpower (UFTOP). The margins to fuel melting and sodium boiling have been evaluated for these representative transients. The results show that there is an increase in safety margin with nitride core which maintains the physical dimensions of the oxide core.

A preliminary and parametric sensitivity study on recriticality risk of fast reactor cores after a hypothetical total core meltdown accident was performed. Only neutronic aspects of the accident were considered, independent of the accident scenario, and efforts were made to estimate the quantity of molten fuel which must be ejected out of the core to assure a sub-critical state after the accident. Two types of parameters were examined : characteristic parameters of molten core such as geometry, molten pool type (homogenized or stratified), fuel temperature, environment, and relative parameters to normal core such as core size(small or large), and fuel type (oxide, nitride, metal). The first type of parameters was found to intervene more directly in the recriticality risk than the second type of parameters.

As a maintenance optimization project to improve the safety of Wolsong NPP (Nuclear Power Plant), reliability of diesel generators are estimated based on the operating experience, and improvement options are suggested. A reliability measure is suggested for the estimation of reliability for standby safety systems to reflect availability. It is assessed that the reliability of diesel generators can be much improved if the suggested improvement options are implemented.

One of the moot important constants to be Installed In COLSS, a monitoring system in CE typed reactors, is ROPM which would limit the operating space. This static ROPM was calculated from digital transient analysis assuming that every design basis transient was initiated from the most severe initial condition combination (LCO). Once It could be assured that core condition would not be located at none other than LCO, this static ROPM could be replaced with dynamic ROPM calculated at that condition and the dynamic ROPM would be definitely less than the static ROPM. In order to do, It must be required to calculate the transient discrete sensitivity parameters and parameters change distribution. The purpose of this report is just to propose the enlargement method for thermal margin.

The MRX is an integral type ship reactor with 100 MWt power, which is designed by Japan Atomic Energy Research Institute. It is characterized by integral type PWR, in-vessel type control roe drive mechanism, water-filled containment vessel and passive decay heat removal system. Marine reactor should have high passive safety. Therefore, in this study, we simulated the loss of flow accident to verify the passive decay heat removal by natural circulation using RETRAN-03 code. auxiliary feed water systems are used for decay heat removal mechanism and results are compared with the loss of flow accident analysis using emergency decay heat removal system by JAERI. Results are very similar to case of EDRS 1 loop operation in JAERI analysis and decay heat is successfully removed by natural circulation.

WASH-1400[1]이 발간된 이후 수행되어왔던 많은 확률론적 안전성 평가 결과를 보면 노심손상빈도를 나타내는 사고경위 중 많은 부분이 인간행위와 관련이 있는 것으로 밝혀져 확률론적 안전성 평가에서 인간행위를 다루는 것은 매우 중요하게 되었다. 그러나 인간신뢰도분석은 인간행위의 다변성(variability)으로 인해 인간행위의 모델링이 어렵고 데이타가 부족해 뚜렷한 방법론이 없어 분석시 분석자의 주관성이 개입될 여지가 있고 분석결과에는 많은 불확실성을 포함하고 있다. 노심손상빈도를 나타내는 사고경위에는 다수 인간행위가 있는 포함돼있는 단절집합을 얻게되는데 이러한 인간행위들 사이에는 기기의 공통원인 고장처럼 의존성이 존재한다. 이러한 의존성의 평가방법 또한 뚜렷하게 설정되어 있지 않은 형편이다. 이에 본 논문에서는 월성 2,3,4호기 확률론적 안전성 평가 모델에 고려되어있는 인간행위들의 인간오류 확률 값과 의존성 수준의 변화에 대한 민감도분석을 수행하였다. 분석결과 초기사건 이후의 인간행위가 노심손상빈도 변화에 크게 기여하는 것이 밝혀졌고, 다수 인간행위들 사이의 의존성 수준변화가 노심손상빈도 변화에 큰 영향을 준다는 것이 밝혀졌다.

문헌자료 간의 종속성을 고려한 베이지안(Bayesian) 방법을 개발하였으며, 이를 바탕으로 원자력발전소의 일반 기기 신뢰도 데이타 베이스를 구축하였다. 기존에 개발되어 사용되어 온 3단계 베이지안 자료 분석 코드인 MPRDP (Multi-Purpose Reliability Data Process) [1,2,3]는 기존의 신뢰도 데이타 베이스 계산 코드들과는 달리 문헌자료를 2단계에서 처리한 후 3단계에서 발전소 고유 자료를 처리하여 계산하도록 개발되었다. 그러나 이전에는 일반 자료들간의 종속성을 고려하지 못하고 동일한 자료원을 근거로 만들어진 여러 자료원들을 모두 독립적인 것으로 처리하였다. 본 논문에서는 모수적 선험적 베이지안 방법의 일종인 ML-IIl(Type II Maximum Likelihood) 방법을 이용하여 자료들 간의 종속성을 처리[5]하였다. 솔레노이드 구동밸브를 예로 종속성 처리에 따른 분석 결과의 차이를 보여 주었으며, 또한 일부 기기에 대한 국내 고유 자료를 바탕으로 MPRDP를 통한 기기 신뢰도를 추정하였다.

1000MWe급 피동형원자로기 안전계통 성능 및 RELAP5 코드의 적용성 평가를 목적으로 AP600을 참조노형으로 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로에 대한 냉각재 상실사고를 모의 해석하였다. 대형냉각재상실사고시 발생되는 현상들은 기존 원자로와 큰 차이가 없고, 이들 현상을 모의하기 위한 모델링 요건들이 피동형계통 분석에 동일하게 요구되었으며, 계산된 PCT가 규제기관의 허용치에 충분한 여유도를 갖고 있어 대형냉각재상실사고시 충분한 노심냉각 능력을 갖는 것으로 평가되었다. 또한 안전주입 배관이 파단되는 소형냉각재 상실사고를 해석한 결과 KP1000의 피동안전계통은 ADS의 작동에 의하여 노심을 노출시키지 않고 적절한 사고완화 기능을 수행할 수 있는 것으로 분석되었다.

In the SSC(Super System Code), the reactivity feedback models of the Doppler effect and fuel axial expansion were modified to evaluate the safety performance of the metal-fueled core. The core radial expansion model was developed and implemented into the code as well. The transient analyses have been performed by the modified SSC for UTOP, ULOHS, ULOF/LOHS, and UTOP/LOF/LOHS events for one of the core design options being considered. Analysis results shows that the reactivity feedbacks can provide an inherent shutdown capability in response to key anticipated events without scram. Development of other reactivity feedback models and validation of these models against experimental data would make the SSC suitable for the assessment of the metal-fueled core safety performance.

A present study addresses a loss-of-RHR event as an initiating event under specific low power or shutdown conditions. Two typical plant configurations, cold leg opening case with water-filled steam generators and pressurizer opening case with emptied steam generators, were evaluated using the RELAP5/ MOD3.2 code. The calculation was compared with the experiment conducted at ROSA-IV/LSTF in Japan. As a result, the code was capable of simulating the system transient behavior following the event. Especially, thermal hydraulic transport processes including non-condensable gas behavior were reasonably predicted with an appropriate time step and CPU time. However, there were some code deficiencies such as too large system mass errors and severe flow oscillations in core region.

노심용융물의 노내 자연 냉각 현상은 TMI-2 사고 이래로 실험과 해석 분야에서 많은 연구가 이루어지고 있으나, 아직까지는 이에 대한 명확한 규명이 이루어지지 않은 상태이다. 원자로 용기 냉각 Mechanism 중에서 노심용융물이 원자로 용기 하부 반구내로 재배치되어 하부 반구 내벽과 접촉할 때 용융물과 하부 반구 내벽 사이에 생길 수 있는 작은 간극으로 냉각수가 침투되어 노심용융물의 냉각이 이루어질 수 있다는 가정이 유력하게 제기되고 있다 본 논문에서는 노심용융물과 원자로 용기 하부 반구 사이의 간극을 통한 노심용융물의 냉각 특성을 규명하는 SONATA-IV실험 연구와 연계하여 이상 유동이 존재하는 고온 표면에서의 미세한 간극을 측정할 수 있는 방법의 검토 및 시편을 이용한 실험을 통하여 가장 적합한 간극측정기법을 도출하였다 간극 측정 기법으로는 중성자 래디오그라피, X 선 후방산란 단층기법 그리고 초음파 펄스 반사 탐상법을 검토하였으며, 시편 측정 실험결과 실시간 간극 측정방법으로는 초음파 펄스 반사 탐상법이 가장 적합한 것으로 나타났다.

Zion원전의 cavity 및 상부 격실을 1/20로 선형 축소 모의하여 상부 격실에 의한 노심용융물 나포특성을 규명하기 위한 노심용융물 고압분출 실험 연구를 수행하였다. 본 연구에서는 원자로용기 외곽에 환형통로가 있는 경우와 없는 경우로 구분하여 원자로용기 파손 때의 용융물양, 파손 면적에 따라 원자로용기 압력면화에 대한 실험을 물과 질소기체를 이용하여 수행하였다. 실험결과 환형통로가 없는 경우는 대부분의 노심용융물이 상부 격실에 나포되었으나 환형통로가 있는 경우는 환형 통로를 통하여 많은 양이 방출되었다 환형 통로를 통한 용융물의 직접 방출은 격납용기 상부대기와 열전달이 직접 이루어지기 때문에 격납용기 직접가열 효과가 크게 나타날 수 있다. Cavity내 노심 용융물 방출분율은 원자로용기파손 때 용융물양보다는 파손면적의 영향이 더 크게 나타났다.

프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 cavity의 격납용기 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심 용융물 고압분출 실험 연구를 수행하였다. 울진 1,2호기 격납건물은 국내의 Westinghouse와 CE형 원전과 달리 원자로용기 하부 cavity내 수평통로에 의한 출구가 없어 원자로용기 외곽의 환형통로를 통해 cavity와 격납건물 상부 대기와 직접 연결되어 있는 특성을 가지고 있다. 본 연구에서는 환형통로 면적, 파손 직경 용융물 질량 등에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 물, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였다. 실험결과, 노심용융물 고압분출에는 원자로용기 파손 직경이 많은 영향을 미치는 것으로 나타났고 환형통로 면적과 용융물 질량은 큰영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 또한 환형통로 면적의 감소는 노심용융물 고압분출시 cav의 압력을 다소 상승시키는 결과를 보여주었다. 본 실험 연구에서 노심용융물 고압분출에 많은 영향을 미치지 않는 것으로 나타난 환형통로 면적에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 실험 이 필요하다.

반구형 간극에서의 비등시 이상 유체의 유동 가시화 실험을 수행하였다. 가시화를 위해 투명한 유리로 제작한 외부 용기는 내부의 가열 용기와 1mm 간격을 이루도록 하였으나 외부 용기가 완전한 반구 형태를 이루지 못하여 간극의 크기가 균일하지 못하였다. 열속이 높아짐에 따라 간극이 좁은 부분에서는 밖으로 빠져 나오려는 증기와 상부의 물이 역류유동제한 현상을 일으켜 물이 공급되지 못하였고 간극이 큰 부분에서는 물이 다수의 유로를 형성하며 증기와 분리되어 간극 내부로 공급되었다. CCFL 을 일으켜 물이 공급되지 못한 부분에서는 히터 표면이 건조되어 국부적인 CHF(Critical Heat Flux)가 발생하였다.

중대사고시 노심의 손상에 의한 노심용융물이 원자로 용기 하부 반구로 재배치될 때 고온의 노심용융물에 의한 열적 부하로 원자로 용기의 파손을 일으키게 된다. 원자로 용기하부 반구 내에서의 노심용융물의 열적 거동 및 하부 반구에 대한 열적 부하에 대한 분석은 용융물의 성분 및 재배치 과정의 복잡성 등으로 인한 실험적 모사의 한계성 및 현상 분석의 난이함에도 불구하고 기존 원자로의 중대사고에 대한 안전 여유도의 제고와 이에 따른 노내외 사고 관리 전략의 수립을 위하여 연구의 필요성이 제기된다. 본 연구에서는 노심용융물 냉각연구(SONATA-IV)의 예비 실험으로 노심용융물의 상사물로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 이용하여 실제 원자로 용기 하부 반구를 1/8 로 선형 축소한 반구형 실험 용기로 주입하는 실험을 수행하였다. 아울러 원자로 용기 하부 반구로 재배치된 노심용융물에 의한 열적, 기계적 부하에 대한 분석을 수행하기 개발된 유한 요소 프로그램인 CALF (Computer Analysis for Lower Head Failure ) 코드를 이용한 하부 반구의 열적 거동에 대한 해석 결과를 정리하였다. 용융물 주입 실험 결과 용융물 주입과 동시에 하부 반구에 직경 5cm 크기의 하부 반구 파손이 발생하였다. 이는 고온 용융물에 의한 제트류(Jet Impingement)의 효과로 생각된다 동일한 조건에서 CALF 코드로 하부 반구의 열적 거동을 분석하였는데, 실험과는 달리 하부 반구의 파손이 발생하지 않았다 이같은 해석 결과는 용융물의 제트류 효과가 존재하지 않는다면 고온의 용융물이 하부 반구 내로 재배치되더라도 하부 반구의 파손이 발생하지 않는다는 것을 보여준다.>$_3$ 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 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minim

The DGs (Diesel Generators) in NPP (Nuclear Power Plant) has been used for the emergency electric power source to shut down the nuclear reactor safely in case of station blackout. The RCM (Reliability Centered Maintenance) has been applied to DGs for increasing the safety of NPP. The structured defects of DG were not remedied by the improvement of maintenance method. As the first stage of RCM, to find the structured defects, its failure modes were searched and analyzed through the ten year maintenance information. The structured defects such as the air compressor, the lubricating oil pressure, and the insufficient load were the root causes of main failures. The air reservoir reinstallation, the lubricating oil tube modification, the load bank installation, and the qualitative instrumentation were the solutions for the hardware oriented RCM of DGs. There remains the software oriented RCM such as the rejection of useless maintenance, the preventive maintenance, the database of maintenance information, and the predictive maintenance.

중대사고관리 전략의 하나로서 피동형-설계에 적용되고 있는 용기내부보존(IVR)기념 - 이 논문에서는 실제적으로 원자로 압력용기벽 외부냉각(ERVC)방법을 사용한다 -이 규제측면에서는 용융물의 냉각가능성 쟁점의 해결이라는 문맥에서 조감되었다; 기술측면에서는 IVR개념의 신빙성 및 유융성이 언급되었다. 덧붙여서, 이 ERVC방법들이 개량형-설계에 적용되기 위하여 요구되는 점들이 규제측면과 기술측면에서 각각 검토되었다. 이 검토결과의 바탕위에서 용융물 냉각가능성/급냉가능성의 쟁점과 관련하여 전력연구원(KEPRI) 신형원전개발센타(CARD)에서 개발중인 한국차세대원전(KNGR)-설계에서 선택될 수 있는 대안적 전략들이 제안되었다: (1) 전략1A: 젖은공동방법의 신빙성에 기반을 두는 것; (2) 전략1B: 젖은공동방법/격납건물건전성에 기반을 두는 것; (3) 전략2A : ERVC방법의 신빙성에 기만을 두는 것, (4)전략2B: ERVC방법/격납 건물건전성의 균형된 접근법에 기반을 두는 것. 마지막으로, 신형-설계적용의 관점에서 각각 규제측면과 기술측면에서 본 현황파악 및 대책마련의 권고사항이 제시되었다.

Sandia National Laboratories(SNL)에서 수행된 원자로 용기의 고온, 고압 크리프 파괴 실험의 하나인 Lower Head Failure-1(LHF-1)에 대한 코드 해석을 수행하였다. 해석 코드로는 범용 유한요소 구조해석 코드인 ABACUS를 사용하였고, Idaho National Engineering Laboratory(INEL)의 크리프 데이터를 이용하였다. 크리프 해석에는 strain hardening 식을 적용하였고, 크리프 데이터를 적용하기 위해서 user subroutine을 개발하였다. 민감도 분석의 일환으로 내부 압력을 1.2배로 증가시킨 경우에 대해 수행한 해석 결과가 실험 결과와 유사하였다 해석 결과를 분석하여 현 크리프 데이터의 절대적 부족을 확인하였고, 크리프데이터 생산을 위한 크리프 시험을 계획하였다.

울진 원전 3,4 호기 확률론적 안전성 평가 (PSA) 모델을 risk monitor 모델로 변환하여 한국원자력연구소에서 개발한 risk monitor인 Risk Monster[1]에 설치하였으며 이를 이용하여 필수냉각수 계통(ESW;Essential Service Water) 펌프의 가동중 정비(on-line maintenance)의 가능성 여부를 연구하였다. ESW 펌프를 가동중 정비하더라도 안전성 측면에서 별 문제가 없으며 경제성 여부는 보다 정확한 검토가 요구되나 상당히 있는 것으로 판단된다. 한편 ESW펌프 한대의 고장이 원전 가동중에 미치는 위험도를 분석하였으며 그 결과 ESW펌프 한대의 고장에도 불구하고 원전 계속 가동에는 큰 문제가 없었다.

The Level 1 probabilistic safety assessment(PSA) for Wolsong(WS) 2/3/4 nuclear power plant(NPPs) in design stage is performed using the methodologies being equivalent to PWR PSA. Accident sequence evaluation program(ASEP) human reliability analysis(HRA) procedure and technique for human error rate prediction(THERP) are used in HRA of WS 2/3/4 NPPs PSA. The purpose of this paper is to introduce the procedure and methodology of HRA in WS 2/3/4 NPPs PSA. Also, this paper describes the interim results of importance analysis for human actions modeled in WS 2/3/4 PSA and the findings and recommendations of administrative control of secondary control area from the view of human factors.

격납건물내 소격실에서의 수소혼합 정도를 파악하고 격실내 균일한 혼합을 좌우하는 인자의 영향을 분석하기 위하여 소규모 혼합실험을 수행했다. 본 연구에서는 해석적으로 수립된 3차원 혼합 모델의 검증을 위하여 3차원 모사가 가능하도록 실험 장치를 구성하였다. 격납용기 내에서 수소 생성의 주원인이 되는 노심으로부터의 수소거동을 분석하기 위한 기초 실험(실험 A)과 안전주입 탱크 격실에서의 수소거동을 분석하기 위해 원형 혼합 chamber를 구상했다. 기초실험 A에서는 혼합 chamber내 축 방향으로 대칭적인 오리피스형 장애물을 설치하고 실험했고 안전주입 탱크 격실을 모사한 실험 B는 영광 3&4호기를 바탕으로 축소시켜 안전주입탱크 격실내 존재하는 두충과 안전 주입 탱크 사이의 틀을 통한 혼합체의 거동을 분석했다. 실험결과 오리피스형 장애물을 설치한 기초실험에서는 원형 띠모양의 장애물이 혼합체의 거동에 큰 영향을 주지 않는 것이 관측됐지만 안전주입탱크격실 실험에서는 격실내 장애물로 존재하는 두충이 혼합체의 거동에 큰 영향을 주는 것이 관측됐다.