KR101696690B1 - Apparatus for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices by specimen movement in temperature gradient region and method for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices using the same - Google Patents

Apparatus for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices by specimen movement in temperature gradient region and method for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices using the same Download PDF

Info

Publication number
KR101696690B1
KR101696690B1 KR1020150043466A KR20150043466A KR101696690B1 KR 101696690 B1 KR101696690 B1 KR 101696690B1 KR 1020150043466 A KR1020150043466 A KR 1020150043466A KR 20150043466 A KR20150043466 A KR 20150043466A KR 101696690 B1 KR101696690 B1 KR 101696690B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
fluid
stage
chamber
specimen
temperature gradient
Prior art date
Application number
KR1020150043466A
Other languages
Korean (ko)
Other versions
KR20160115550A (en
Inventor
이상혁
김대환
류경하
이태현
김상교
김재형
Original Assignee
한국기계연구원
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한국기계연구원 filed Critical 한국기계연구원
Priority to KR1020150043466A priority Critical patent/KR101696690B1/en
Publication of KR20160115550A publication Critical patent/KR20160115550A/en
Application granted granted Critical
Publication of KR101696690B1 publication Critical patent/KR101696690B1/en

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/001Mechanical simulators
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치 및 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법에서, 상기 생존성 평가시험장치는 원전사고의 모의실험을 위해 내부에 유체를 수용하는 챔버, 상기 챔버 내에 제1 방향에 따라 상기 유체의 온도 구배 영역을 형성하기 위해 상기 유체를 가열하거나 냉각할 수 있는 온도 구배 모사부, 및 상기 유체에 의한 시편의 영향을 측정하기 위해 상기 온도 구배 영역 내에서 상기 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동시키는 시편 이동부를 포함한다. 상기 온도 구배 영역 내에서 시편이 이동되면서 상기 유체의 온도에 따른 시편의 영향이 용이하게 측정될 수 있다.In the nuclear reactor accident criticality evaluation test apparatus and the nuclear reactor accident criticality evaluation test method, the survival evaluation test apparatus includes a chamber for receiving a fluid therein for simulation of a nuclear accident, A temperature gradient simulator capable of heating or cooling the fluid to form a temperature gradient region of the fluid, and a controller configured to control the temperature of the specimen in the first direction And a sample moving unit for moving the sample moving unit. The influence of the test piece on the temperature of the fluid can be easily measured while the test piece is moved in the temperature gradient range.

Description

온도 구배 영역에서 시편 이동에 의한 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치{APPARATUS FOR SEVERE ACCIDENT SURVIVABLITY ASSESSMENT OF NUCLEAR PLANT DEVICES BY SPECIMEN MOVEMENT IN TEMPERATURE GRADIENT REGION AND METHOD FOR SEVERE ACCIDENT SURVIVABLITY ASSESSMENT OF NUCLEAR PLANT DEVICES USING THE SAME}TECHNICAL FIELD The present invention relates to a test apparatus for evaluating the survival rate of a nuclear power plant by a sample moving in a temperature gradient region,

본 발명은 원전기기 중대사고 생존성 평가시험 장치 및 이를 이용한 원전기기 중대사고 생존성 평가시험 방법에 관한 것이다. 더욱 자세하게는, 온도 구배 영역에서 시편을 이동하면서 그 영향을 평가하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험 장치 및 이를 이용한 원전기기 중대사고 생존성 평가시험 방법에 관한 것이다.The present invention relates to a test apparatus for evaluating the survival rate of critical accidents of nuclear power plants, and a test method for evaluating the survival rate of nuclear power plants using nuclear power plants. More particularly, the present invention relates to a nuclear reactor accident criticality evaluation test apparatus for evaluating the influence of moving a specimen in a temperature gradient region, and a nuclear reactor accident criticality evaluation test method using the same.

일본의 원자력 발전소의 대형사고 이후, 원자력발전소에서 발생할 수 있는 사고 환경에서 원전기기들의 생존성에 대한 관심이 고조되고 있다. 예를 들어, 원자력발전소에서 냉각재상실사고 또는 대형배관 파단사고가 일어날 때 고온 및 고압의 유체가 누수되고, 상기 누수되는 유체에 의해 원전기기들의 작동에 심각한 영향을 초래하여 상기 사고에 의한 추가적인 사고들이 발생할 수 있다.Since the accident at a nuclear power plant in Japan, there is a growing interest in the survival of nuclear power plants in an accident environment that may occur in nuclear power plants. For example, when a coolant loss event or a large pipe breakage accident occurs in a nuclear power plant, high-temperature and high-pressure fluid leaks, and the leaked fluid seriously affects the operation of the nuclear equipment, Lt; / RTI >

따라서, 원자력발전소의 사고 환경을 모사하여 고온 및 고압의 유체가 누수될 때 원전기기들에 미치는 영향을 조사할 수 있는 실험장치에 대한 필요성이 크다.Therefore, there is a great need for an experimental apparatus that can simulate the accident environment of a nuclear power plant and investigate the influence of high temperature and high pressure fluid on the nuclear power plants.

특히, 600도 이상의 고온 및 5기압 이상의 고압으로 유체를 가열 및 가압하고, 가열 및 가압된 유체에 의한 시험 시편에 미치는 영향을 측정하도록 원자력발전소의 중대사고 상황을 모사할 수 있는 기술적 요구가 큰 실정이다.Particularly, there is a great technical demand for simulating a serious accident situation of a nuclear power plant so that the fluid is heated and pressurized at a high temperature of 600 degrees or more and a high pressure of 5 atm or more, and the influence of the heated and pressurized fluid on the test specimen is measured to be.

한국공개특허 제2000-0025006호에서는 고압 유체가 분사되는 모의 실험장치가 개시되고 있으나, 온도 구배 영역을 형성하여 시편에 대한 영향을 측정하는 장치에 대한 내용과는 차이가 있다.Korean Unexamined Patent Application Publication No. 2000-0025006 discloses a simulation apparatus for injecting a high-pressure fluid, but differs from an apparatus for measuring the influence of a specimen by forming a temperature gradient region.

또한, 한국공개특허 제2006-0011055호에는 증기발생기를 모사하는 실험장치가 개시되고 있지만, 단순히 시편에 증기를 분사하는 것으로 온도 구배 영역을 형성하는 기술을 구현하지 못하고 있다.Korean Patent Laid-Open Publication No. 2006-0011055 discloses an experimental apparatus for simulating a steam generator. However, a technique of forming a temperature gradient region by simply spraying steam on a specimen has not been realized.

본 발명의 일 과제는 온도 구배 영역에서 시편을 이동하면서 그 영향을 평가하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치를 제공하는 데 있다.An object of the present invention is to provide an apparatus for evaluating the criticality of accident occurrence of a nuclear power plant, which evaluates the influence of moving a specimen in a temperature gradient region.

본 발명의 다른 과제는 상기 평가시험장치를 이용한 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법을 제공하는 데 있다.Another object of the present invention is to provide a test method for evaluating the survival probability of critical accidents of nuclear power plants using the above evaluation test apparatus.

상술한 본 발명의 일 과제를 달성하기 위하여, 본 발명의 예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치는 원전사고의 모의실험을 위해 내부에 유체를 수용하는 챔버, 상기 챔버 내에 제1 방향에 따라 상기 유체의 온도 구배 영역을 형성하기 위해 상기 유체를 가열하거나 냉각할 수 있는 온도 구배 모사부, 및 상기 유체에 의한 시편의 영향을 측정하기 위해 상기 온도 구배 영역 내에서 상기 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동시키는 시편 이동부를 포함한다.In order to accomplish one aspect of the present invention, there is provided a nuclear reactor accident seriousness evaluation test apparatus according to exemplary embodiments of the present invention includes a chamber for receiving a fluid therein for simulation of a nuclear accident, A temperature gradient simulator capable of heating or cooling the fluid to form a temperature gradient region of the fluid along a first direction, and a temperature gradient simulator that is capable of heating the specimen in the temperature gradient region to measure the influence of the specimen by the fluid. And moving the sample along the first direction.

예시적인 실시예들에 있어서, 상기 온도 구배 모사부는 상기 챔버의 제1 측부에 구비되는 유체 가열장치, 및 상기 제1 측부와 서로 마주하는 상기 챔버의 제2 측부에 구비되는 유체 냉각장치를 포함할 수 있다.In exemplary embodiments, the temperature gradient simulator includes a fluid heating device disposed at a first side of the chamber, and a fluid cooling device at a second side of the chamber facing the first side .

예시적인 실시예들에 있어서, 상기 시편 이동부는 상기 제1 방향과 수직한 제2 방향으로 연장되고 상기 시편을 지지하고 고정시킬 수 있는 스테이지, 상기 스테이지를 상기 제1 방향을 따라 이동시키기 위해 승강 동력을 발생하는 스테이지 승강장치, 및 상기 스테이지와 상기 스테이지 승강장치를 연결하고 상기 스테이지 승강장치에서 발생된 상기 승강 동력을 상기 스테이지로 전달하는 연결유닛을 포함할 수 있다.In exemplary embodiments, the specimen moving unit may include a stage extending in a second direction perpendicular to the first direction and capable of supporting and fixing the specimen, a lifting power source for moving the stage along the first direction, And a connection unit which connects the stage and the stage lifting device and transfers the lifting power generated by the stage lifting device to the stage.

예시적인 실시예들에 있어서, 상기 스테이지 승강장치 및 상기 연결유닛은 상기 제2 방향을 따라 복수개로 구비될 수 있다.In the exemplary embodiments, the stage elevating device and the connecting unit may be provided in plural in the second direction.

예시적인 실시예들에 있어서, 상기 연결유닛은 상기 챔버의 상기 제2 측부를 관통하여 상기 스테이지 승강장치와 상기 스테이지를 연결할 수 있다.In exemplary embodiments, the connecting unit may pass through the second side of the chamber to connect the stage to the stage elevating device.

예시적인 실시예들에 있어서, 상기 챔버는 상기 유체 가열장치로부터 상기 시편에 대한 복사 열전달을 최소화하기 위해 상기 유체 가열장치를 커버하는 슬릿장치를 더 포함할 수 있다.In exemplary embodiments, the chamber may further include a slit device that covers the fluid heating device to minimize radiant heat transfer from the fluid heating device to the specimen.

예시적인 실시예들에 있어서, 상기 챔버는 상기 유체를 가압할 수 있는 유체 가압장치를 더 포함할 수 있다.In exemplary embodiments, the chamber may further include a fluid pressure device capable of pressurizing the fluid.

예시적인 실시예들에 있어서, 상기 유체는 상기 가압장치에 의해 5기압 이상으로 가압될 수 있고, 상기 유체 가열장치에 의해 600도 이상으로 가열될 수 있다.In exemplary embodiments, the fluid may be pressurized by the pressurizing device to a pressure of 5 atm or higher, and heated by the fluid heating device to 600 degrees or higher.

상술한 본 발명의 다른 과제를 달성하기 위하여, 원전사고의 모의실험을 위해 내부에 유체를 수용하는 챔버, 상기 챔버 내에 제1 방향에 따라 상기 유체의 온도 구배 영역을 형성하기 위해 상기 유체를 가열하거나 냉각할 수 있는 온도 구배 모사부, 및 상기 온도 구배 영역 내에서 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동시키는 시편 이동부를 포함하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치에 있어서, 예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법은 상기 유체를 상기 챔버 내에 구비하고 상기 시편을 상기 시편 이동부에 배치한다. 상기 유체를 상기 챔버의 유체 가압장치에 의해 5기압 이상으로 가압하며 온도 구배 모사부를 이용하여 상기 유체를 600도 이상으로 가열하며 온도 구배를 형성한다. 상기 시편 이동부를 이용하여 상기 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동한다.According to another aspect of the present invention, there is provided a method of controlling a fluid flow in a chamber for receiving a fluid therein for simulating a nuclear accident, heating the fluid to form a temperature gradient region of the fluid along the first direction in the chamber, And a specimen moving section for moving the specimen along the first direction in the temperature gradient range, the apparatus being characterized in that, in the nuclear reactor accident seriousness accident evaluation test apparatus according to the exemplary embodiments The Nuclear Accident Survivability Evaluation Test Method of the nuclear power plant has the fluid in the chamber and disposes the specimen on the specimen moving portion. The fluid is pressurized to 5 atm or higher by the fluid pressurizing device of the chamber and the fluid is heated to 600 degrees or higher by using a temperature gradient simulator to form a temperature gradient. And moves the specimen along the first direction by using the specimen moving unit.

예시적인 실시예들에 있어서, 상기 온도 구배 모사부는 상기 챔버의 제1 측부에 구비되는 유체 가열장치, 및 상기 제1 측부와 서로 마주하는 상기 챔버의 제2 측부에 구비되는 유체 냉각장치를 포함할 수 있다.In exemplary embodiments, the temperature gradient simulator includes a fluid heating device disposed at a first side of the chamber, and a fluid cooling device at a second side of the chamber facing the first side .

예시적인 실시예들에 있어서, 상기 시편 이동부는 상기 제1 방향과 수직한 제2 방향으로 연장되고 상기 시편을 지지하고 고정시킬 수 있는 스테이지, 상기 스테이지를 상기 제1 방향을 따라 이동시키기 위해 승강 동력을 발생하는 스테이지 승강장치, 및 상기 스테이지와 상기 스테이지 승강장치를 연결하고 상기 스테이지 승강장치에서 발생된 상기 승강 동력을 상기 스테이지로 전달하는 연결유닛을 포함할 수 있다.In exemplary embodiments, the specimen moving unit may include a stage extending in a second direction perpendicular to the first direction and capable of supporting and fixing the specimen, a lifting power source for moving the stage along the first direction, And a connection unit which connects the stage and the stage lifting device and transfers the lifting power generated by the stage lifting device to the stage.

예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치 및 방법은 챔버 내 유체를 고온 및 고압으로 가열 및 가압하고, 챔버 내 유체의 온도 구배 영역을 형성한다.The nuclear plant accident criticality evaluation test apparatus and method according to exemplary embodiments heat and pressurize the fluid in the chamber to high temperature and high pressure and form a temperature gradient region of the fluid in the chamber.

상기 평가시험장치 및 방법에 의하면, 상기 온도 구배 영역 내에서 시편을 이동하면서 상기 유체의 온도에 따른 시편의 영향을 용이하게 측정할 수 있다.According to the evaluation test apparatus and method, the influence of the test piece on the temperature of the fluid can be easily measured while moving the test piece in the temperature gradient range.

특히, 유체 가열장치 및 유체 가압장치를 이용하여 상기 유체를 600도 이상 및 5기압 이상의 원전 작동 조건까지 높일 수 있고, 온도 구배 모사부를 이용하여 상기 유체의 상기 온도 구배 영역을 형성하며, 상기 시편을 상기 고온 및 고압의 유체 내에서 이동시킴으로 안전하면서 보다 정확하게 원전기기에 대한 중대사고 모사실험을 수행할 수 있다.In particular, a fluid heating device and a fluid pressurizing device can be used to raise the fluid to a nuclear operating condition above 600 and above 5 atmospheres, to form the temperature gradient region of the fluid using a temperature gradient simulator, By moving in the high-temperature and high-pressure fluid, it is possible to perform a serious accident simulation test on the nuclear equipment more safely and more accurately.

이에 의해, 원자력발전소에서 발생할 수 있는 사고 환경에서의 원전기기의 생존성에 대해 보다 정확한 평가 실험을 진행할 수 있어, 원자력발전소의 안정성에 대한 정밀한 진단이 가능해지는 장점이 있다.As a result, it is possible to carry out a more accurate evaluation test on the survivability of the nuclear equipment in the accident environment that may occur in the nuclear power plant, and it is possible to perform precise diagnosis of the stability of the nuclear power plant.

다만, 본 발명의 효과는 상기 언급한 효과에 한정되는 것이 아니며, 본 발명의 사상 및 영역으로부터 벗어나지 않는 범위에서 다양하게 확장될 수 있을 것이다.However, the effects of the present invention are not limited to the above-mentioned effects, and may be variously expanded without departing from the spirit and scope of the present invention.

도 1은 예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치를 나타내는 단면도이다.
도 2 및 도 3은 예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법의 단계를 나타내는 단면도들이다.
1 is a cross-sectional view showing a nuclear reactor accident seriousness accident evaluation test apparatus according to exemplary embodiments.
FIGS. 2 and 3 are cross-sectional views showing the steps of the nuclear plant accident seriousness evaluation test method according to the exemplary embodiments.

본문에 개시되어 있는 본 발명의 실시예들에 대해서, 특정한 구조적 내지 기능적 설명들은 단지 본 발명의 실시예를 설명하기 위한 목적으로 예시된 것으로, 본 발명의 실시예들은 다양한 형태로 실시될 수 있으며 본문에 설명된 실시예들에 한정되는 것으로 해석되어서는 아니 된다.For the embodiments of the invention disclosed herein, specific structural and functional descriptions are set forth for the purpose of describing an embodiment of the invention only, and it is to be understood that the embodiments of the invention may be practiced in various forms, The present invention should not be construed as limited to the embodiments described in Figs.

본 발명은 다양한 변경을 가할 수 있고 여러 가지 형태를 가질 수 있는바, 특정 실시예들을 도면에 예시하고 본문에 상세하게 설명하고자 한다. 그러나 이는 본 발명을 특정한 개시 형태에 대해 한정하려는 것이 아니며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다.The present invention is capable of various modifications and various forms, and specific embodiments are illustrated in the drawings and described in detail in the text. It is to be understood, however, that the invention is not intended to be limited to the particular forms disclosed, but on the contrary, is intended to cover all modifications, equivalents, and alternatives falling within the spirit and scope of the invention.

제1, 제2 등의 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 상기 구성요소들은 상기 용어들에 의해 한정되어서는 안 된다. 상기 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소로부터 구별하는 목적으로 사용될 수 있다. 예를 들어, 본 발명의 권리 범위로부터 이탈되지 않은 채 제1 구성요소는 제2 구성요소로 명명될 수 있고, 유사하게 제2 구성요소도 제1 구성요소로 명명될 수 있다.The terms first, second, etc. may be used to describe various components, but the components should not be limited by the terms. The terms may be used for the purpose of distinguishing one component from another. For example, without departing from the scope of the present invention, the first component may be referred to as a second component, and similarly, the second component may also be referred to as a first component.

어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "연결되어" 있다거나 "접속되어" 있다고 언급된 때에는, 그 다른 구성요소에 직접적으로 연결되어 있거나 또는 접속되어 있을 수도 있지만, 중간에 다른 구성요소가 존재할 수도 있다고 이해되어야 할 것이다. 반면에, 어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "직접 연결되어" 있다거나 "직접 접속되어" 있다고 언급된 때에는, 중간에 다른 구성요소가 존재하지 않는 것으로 이해되어야 할 것이다. 구성요소들 간의 관계를 설명하는 다른 표현들, 즉 "~사이에" 와 "바로 ~사이에" 또는 "~에 이웃하는" 과 "~에 직접 이웃하는" 등도 마찬가지로 해석되어야 한다.It is to be understood that when an element is referred to as being "connected" or "connected" to another element, it may be directly connected or connected to the other element, . On the other hand, when an element is referred to as being "directly connected" or "directly connected" to another element, it should be understood that there are no other elements in between. Other expressions that describe the relationship between components, such as "between" and "between" or "neighboring to" and "directly adjacent to" should be interpreted as well.

본 출원에서 사용한 용어는 단지 특정한 실시예를 설명하기 위해 사용된 것으로, 본 발명을 한정하려는 의도가 아니다. 단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다. 본 출원에서, "포함하다" 또는 "가지다" 등의 용어는 설시된 특징, 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부분품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 이상의 다른 특징들이나 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부분품 또는 이들을 조합한 것들의 존재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.The terminology used in this application is used only to describe a specific embodiment and is not intended to limit the invention. The singular expressions include plural expressions unless the context clearly dictates otherwise. In the present application, the terms "comprise", "having", and the like are intended to specify the presence of stated features, integers, steps, operations, elements, components, or combinations thereof, , Steps, operations, components, parts, or combinations thereof, as a matter of principle.

다르게 정의되지 않는 한, 기술적이거나 과학적인 용어를 포함해서 여기서 사용되는 모든 용어들은 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에 의해 일반적으로 이해되는 것과 동일한 의미이다. 일반적으로 사용되는 사전에 정의되어 있는 것과 같은 용어들은 관련 기술의 문맥상 가지는 의미와 일치하는 의미인 것으로 해석되어야 하며, 본 출원에서 명백하게 정의하지 않는 한, 이상적이거나 과도하게 형식적인 의미로 해석되지 않는다.Unless otherwise defined, all terms used herein, including technical or scientific terms, have the same meaning as commonly understood by one of ordinary skill in the art to which this invention belongs. Terms such as those defined in commonly used dictionaries should be construed as meaning consistent with meaning in the context of the relevant art and are not to be construed as ideal or overly formal in meaning unless expressly defined in the present application .

이하, 첨부한 도면들을 참조하여, 본 발명의 바람직한 실시예를 보다 상세하게 설명하고자 한다. 도면상의 동일한 구성요소에 대해서는 동일한 참조부호를 사용하고 동일한 구성요소에 대해서 중복된 설명은 생략한다.Hereinafter, preferred embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings. The same reference numerals are used for the same constituent elements in the drawings and redundant explanations for the same constituent elements are omitted.

도 1은 예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치를 나타내는 단면도이다.1 is a cross-sectional view showing a nuclear reactor accident seriousness accident evaluation test apparatus according to exemplary embodiments.

도 1을 참조하면, 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치는 내부에 유체를 수용하는 챔버(100), 상기 유체를 가열하거나 냉각할 수 있는 온도 구배 모사부(200), 및 시편을 제1 방향을 따라 이동시키는 시편 이동부(300)를 포함한다.Referring to FIG. 1, the nuclear reactor accident seriousness evaluation test apparatus includes a chamber 100 for receiving a fluid therein, a temperature gradient simulator 200 for heating or cooling the fluid, And a sample moving unit 300 for moving the sample moving unit 300 along the first direction.

챔버(100)는 원전사고의 모의실험을 위해서 내부에 상기 유체를 수용할 수 있다. 상기 유체는 원자력발전소의 노심을 냉각하기 위한 냉각수 또는 냉각수로 모사되어 챔버(100) 내에 수용될 수 있다.The chamber 100 may receive the fluid therein for simulations of nuclear accident. The fluid may be replenished with cooling water or cooling water for cooling the reactor core of the nuclear power plant and received in the chamber 100.

예를 들어, 상기 유체는 가압경수로의 냉각재로 모사되어 물 및/또는 수증기를 포함할 수 있다. 또한, 상기 유체는 고속로의 냉각재로 모사되어 액체금속 및/또는 이의 기체를 포함 수 있다.For example, the fluid may be simulated as a coolant of a pressurized light water reactor and contain water and / or water vapor. In addition, the fluid may be simulated with a high speed coolant to include liquid metal and / or its gas.

또한, 챔버(100)는 상기 유체를 가압하기 위한 가압장치(110)를 더 포함할 수 있다. 예를 들어, 가압장치(110)는 상기 유체를 주입하는 유압펌프일 수 있다. 이와는 달리, 챔버(100)는 유체를 주입하는 별도의 주입구를 통하여 주입되고, 가압장치(110)는 챔버(100)의 일측부를 가압하여 상기 유체를 가압하는 장치(도시되지 않음)일 수 있다.In addition, the chamber 100 may further include a pressure device 110 for pressurizing the fluid. For example, the pressurizing device 110 may be a hydraulic pump for injecting the fluid. Alternatively, the chamber 100 may be injected through a separate injection port for injecting fluid, and the pressurizing device 110 may be a device (not shown) for pressurizing one side of the chamber 100 to pressurize the fluid.

상기 유체는 가압장치(110)에 의해 5기압 이상으로 가압될 수 있다. 또한, 챔버(100)는 상기 유체의 상기 압력을 유지하기 위해 고압에 견디도록 밀폐될 수 있으며, 상기 고압을 견디도록 강성을 가지는 물질을 포함할 수 있다.The fluid can be pressurized to 5 atmospheres or higher by the pressurizing device 110. In addition, the chamber 100 may be sealed to withstand high pressure to maintain the pressure of the fluid, and may include a material that is rigid to withstand the high pressure.

또한, 챔버(100)는 상기 유체를 외부로 배출하기 위한 배출구(도시되지 않음)를 더 포함하여, 상기 배출구를 이용하여 실험이 수행되지 않을 때 상기 유체를 외부로 배출시킬 수 있다.Further, the chamber 100 may further include a discharge port (not shown) for discharging the fluid to the outside, so that the fluid can be discharged to the outside when the experiment is not performed using the discharge port.

예시적인 실시예들에 있어서, 챔버(100)는 후술하는 유체 가열장치(210)로부터 상기 시편에 대한 복사 열전달을 최소화하기 위하여 유체 가열장치(210)를 커버하는 슬릿장치(106)를 더 포함할 수 있다. 슬릿장치(106)는 유체 가열장치(210)를 설명할 때 자세하게 설명하도록 한다.In the exemplary embodiments, the chamber 100 further includes a slit apparatus 106 that covers the fluid heating apparatus 210 to minimize radiant heat transfer to the specimen from the fluid heating apparatus 210 described below . The slit device 106 will be described in detail when the fluid heating device 210 is described.

온도 구배 모사부(200)는 챔버(100) 내에 제1 방향(D1)을 따라 상기 유체의 온도 구배 영역(Temperature Gradient Region)을 형성하기 위해 상기 유체를 가열하거나 냉각할 수 있다.The temperature gradient simulator 200 may heat or cool the fluid to form a temperature gradient region in the chamber 100 along the first direction D1.

예를 들어, 온도 구배 모사부(200)는 챔버(100)의 제1 측부(104)에 구비되는 유체 가열장치(210) 및 제1 측부(104)와 서로 마주하는 챔버(100)의 제2 측부(102)에 구비되는 유체 냉각장치(220)를 포함할 수 있다.For example, the temperature gradient simulator 200 may include a fluid heating device 210 provided on the first side 104 of the chamber 100, and a second side 102 of the chamber 100 facing the first side 104, And a fluid cooling device 220 provided in the side portion 102.

유체 가열장치(210)는 챔버(100)의 외부에서 챔버(100)의 내부로 삽입되는 열선을 포함할 수 있다. 예를 들어, 상기 열선은 열전달율이 높은 금, 은 또는 구리를 포함할 수 있다. 유체 가열장치(210)는 외부에서 공급되는 전력을 이용하여 상기 열선에서 발생되는 열을 이용하여 상기 유체를 가열할 수 있다.The fluid heating device 210 may include a hot wire inserted into the interior of the chamber 100 from outside the chamber 100. For example, the hot wire may include gold, silver or copper having high heat conductivity. The fluid heating device 210 can heat the fluid using heat generated from the heat line using power supplied from the outside.

또한, 유체 가열장치(210)는 챔버(100)를 관통하여 상기 유체로 삽입될 수 있다. 유체 가열장치(210)가 챔버(100)를 관통할 때, 상기 유체가 챔버(100)가 관통되는 영역에서 누수되지 않도록 챔버(100)와 유체 가열장치(210) 사이는 밀봉될 수 있다. 이를 위하여, 에폭시(epoxy) 등 수밀을 위한 물질을 사용할 수 있다.Further, the fluid heating apparatus 210 may be inserted into the fluid through the chamber 100. When the fluid heating apparatus 210 penetrates the chamber 100, the fluid between the chamber 100 and the fluid heating apparatus 210 can be sealed so that the fluid does not leak in the region through which the chamber 100 penetrates. For this purpose, materials for watertightness such as epoxy can be used.

예시적인 실시예들에 있어서, 유체 가열장치(210)는 챔버(100)의 슬릿장치(106) 및 챔버(100)의 제1 측부(104)에 의하여 수용되어, 유체 가열장치(210)가 복사 열전달을 통하여 상기 유체를 가열되는 것을 최소화할 수 있다.The fluid heating device 210 is received by the slit device 106 of the chamber 100 and the first side 104 of the chamber 100 such that the fluid heating device 210 Heating of the fluid through heat transfer can be minimized.

예를 들어, 슬릿장치(106)는 복수의 슬릿들을 포함하여, 유체 가열장치(210)가 대류나 직접접촉에 의해서만 상기 유체를 가열할 수 있도록 하여 실험의 정확성을 더욱 높일 수 있다.For example, the slit device 106 may include a plurality of slits, allowing the fluid heating device 210 to heat the fluid only by convection or direct contact, further enhancing the accuracy of the experiment.

유체 냉각장치(220)는 챔버(100)의 외부에서 챔버(100)의 내부로 삽입되는 냉각튜브를 포함할 수 있다. 예를 들어, 상기 냉각튜브는 냉각수가 흐르는 통로로 제공될 수 있다. 외부에서 냉각된 냉각수가 상기 냉각튜브를 통해 흐르고, 상기 냉각튜브는 상기 유체 속으로 삽입되어 상기 유체의 온도를 낮출 수 있다.The fluid cooling device 220 may include a cooling tube inserted into the interior of the chamber 100 from outside the chamber 100. For example, the cooling tube may be provided as a passage through which cooling water flows. Externally cooled cooling water flows through the cooling tube and the cooling tube is inserted into the fluid to lower the temperature of the fluid.

예를 들어, 상기 냉각튜브는 열전달율이 높은 금, 은 또는 구리를 포함할 수 있다. 또한 상기 냉각수는 물과 같이 비열이 높은 물질을 포함할 수 있다.For example, the cooling tube may comprise gold, silver or copper with high heat transfer. In addition, the cooling water may include a material having a high specific heat such as water.

또한, 유체 냉각장치(220)는 챔버(100)를 관통하여 상기 유체로 삽입될 수 있다. 유체 냉각장치(220)가 챔버(100)를 관통할 때, 상기 유체가 챔버(100)가 관통되는 영역에서 누수되지 않도록 챔버(100)와 유체 냉각장치(220) 사이는 밀봉될 수 있다. 이를 위하여, 에폭시(epoxy) 등 수밀을 위한 물질을 사용할 수 있다.In addition, the fluid cooling device 220 may be inserted into the fluid through the chamber 100. When the fluid cooling apparatus 220 penetrates the chamber 100, the fluid may be sealed between the chamber 100 and the fluid cooling apparatus 220 such that the fluid does not leak in the region through which the chamber 100 penetrates. For this purpose, materials for watertightness such as epoxy can be used.

유체 가열장치(210)와 유체 냉각장치(220)는 제1 방향(D1)을 따라 배치되어 챔버(100)의 제1 측부(104) 및 제2 측부(102)에 각각 구비되어, 상기 유체의 온도가 제1 방향(D1)을 따라 상기 온도 구배 영역을 형성하도록 제공될 수 있다.The fluid heating device 210 and the fluid cooling device 220 are disposed along the first direction D1 and are respectively disposed on the first side 104 and the second side 102 of the chamber 100, The temperature may be provided to form the temperature gradient region along the first direction D1.

예를 들어, 유체 냉각장치(220)에 인접한 상기 유체의 온도는 약 600도 이며, 유체 가열장치(210)에 인접한 상기 유체의 온도는 600도 보다 더 클 수 있다. 챔버(100)는 상기 유체의 상기 온도를 유지하기 위해 단열될 수 있으며, 상기 고온에 견디도록 강성을 가지는 물질을 포함할 수 있다.For example, the temperature of the fluid adjacent to the fluid cooling device 220 is about 600 degrees, and the temperature of the fluid adjacent to the fluid heating device 210 may be greater than 600 degrees. The chamber 100 may be thermally insulated to maintain the temperature of the fluid and may include a material that is rigid to withstand the high temperature.

또한, 실험 중에 상기 유체 냉각장치(220)는 상기 냉각수의 온도를 조절하여 상기 유체의 온도를 더 낮출 수 있다. 또한, 상기 유체 가열장치(210)는 상기 열선에 공급되는 전력을 조절하여 상기 유체의 온도를 더 높일 수 있다.Also, during the experiment, the fluid cooling device 220 may lower the temperature of the fluid by regulating the temperature of the cooling water. In addition, the fluid heating apparatus 210 may further increase the temperature of the fluid by controlling electric power supplied to the heating line.

시편 이동부(300)는 상기 유체에 의한 상기 시편의 영향을 측정하기 위해 상기 온도 구배 영역 내에서 상기 시편을 제1 방향(D1)을 따라 이동시킨다.The specimen moving part 300 moves the specimen in the first direction D1 in the temperature gradient area to measure the influence of the specimen by the fluid.

예를 들어, 시편 이동부(300)는 제1 방향(D1)과 수직한 제2 방향(D2)으로 연장되어 상기 시편을 지지하고 고정할 수 있는 스테이지(310), 스테이지(310)를 제1 방향(D1)을 따라 이동시키기 위해 승강 동력을 발생하는 스테이지 승강장치(330), 및 스테이지(310)와 스테이지 승강장치(330)를 연결하는 연결유닛(300)을 포함할 수 있다.For example, the specimen moving unit 300 includes a stage 310 extending in a second direction D2 perpendicular to the first direction D1 to support and fix the specimen, And a connecting unit 300 connecting the stage 310 and the stage lifting device 330. The stage lifting device 330 may be a vertical lifting device for lifting the stage 310 in the direction D1.

스테이지(310)는 상기 시편을 지지하고 고정할 수 있다. 특히, 스테이지(310)는 상기 시편이 제1 방향(D1)으로 이동 중에도 상기 시편을 스테이지(310)에서 이탈하지 않도록 상기 시편을 스테이지(310)에 고정시킬 수 있다.The stage 310 can support and fix the specimen. In particular, the stage 310 may fix the specimen to the stage 310 so that the specimen does not separate from the stage 310 while the specimen is moving in the first direction D1.

예를 들어, 스테이지(310)는 기계적으로 상기 시편을 고정할 수 있는 시편 고정유닛(도시되지 않음)을 더 포함하여, 상기 시편이 상기 시편 고정유닛에 억지끼워맞춤으로 고정될 수 있다.For example, the stage 310 may further include a specimen-fixing unit (not shown) capable of mechanically fixing the specimen, so that the specimen can be fixed to the specimen-fixing unit in an interference fit.

이와는 달리, 스테이지(310)는 유압식으로 흡착하여 상기 시편을 고정시킬 수도 있다.Alternatively, the stage 310 may be hydraulically adsorbed to fix the specimen.

스테이지 승강장치(330)는 스테이지(310)를 제1 방향(D1)을 따라 이동시키기 위해 상기 승강 동력을 발생할 수 있다. 예를 들어, 발생된 승강 동력은 후술하는 연결 유닛(320)의 일단을 가압하여 스테이지(310)를 제1 방향(D1)을 따라 이동시킬 수 있다.The stage lifting device 330 may generate the lifting power to move the stage 310 along the first direction D1. For example, the generated lifting power may move the stage 310 along the first direction D1 by pressing one end of a connection unit 320, which will be described later.

이와는 달리, 스테이지 승강장치(330)는 스테이지(310)를 제1 방향(D1)과 반대방향을 따라 이동시키기 위해 발생된 상기 승강 동력을 감소시켜 연결유닛(320)에 제공할 수 있다. 이에 의해, 스테이지(310)는 제1 방향(D1)과 반대방향을 따라 이동될 수 있다.Alternatively, the stage lifting device 330 may reduce the lifting power generated to move the stage 310 in the direction opposite to the first direction D1, and may provide the lifting power to the connecting unit 320. [ Thereby, the stage 310 can be moved along the direction opposite to the first direction D1.

연결유닛(320)은 스테이지(310)와 스테이지 승강장치(330)를 연결하고, 스테이지 승강장치(330)에서 발생된 상기 승강동력을 스테이지(310)로 전달할 수 있다.The connection unit 320 connects the stage 310 and the stage lifting apparatus 330 and may transmit the lifting power generated by the stage lifting apparatus 330 to the stage 310. [

예를 들어, 연결유닛(320)은 제1 방향(D1)으로 연장되어 구비되는 연결축일 수 있다. 또한, 연결유닛(320)의 일단은 스테이지 승강장치(330)에 연결되고, 연결유닛(320)의 타단은 스테이지(310)에 연결될 수 있다.For example, the connection unit 320 may be a connection axis extending in the first direction D1. One end of the connection unit 320 may be connected to the stage lifting device 330 and the other end of the connection unit 320 may be connected to the stage 310.

연결유닛(320)은 챔버(100)의 관통홀(108)을 통하여 제2 측부(102)를 관통할 수 있다. 상기 유체가 누수되는 것을 방지하기 위해 관통홀(108)과 연결유닛(320) 사이는 밀봉될 수 있다.The connection unit 320 may penetrate the second side 102 through the through hole 108 of the chamber 100. The gap between the through hole 108 and the connection unit 320 may be sealed to prevent the fluid from leaking.

예시적인 실시예들에 있어서, 스테이지 승강장치(330) 및 연결유닛(320)은 제2 방향(D2)을 따라 복수개로 구비될 수 있다. 복수개의 스테이지 승강장치들(330) 및 복수개의 연결유닛들(320)로 구비되는 경우에, 스테이지(310)는 상기 시편을 보다 안정적으로 제1 방향(D1)을 따라 이동시킬 수 있다.In the exemplary embodiments, the stage lifting device 330 and the connecting unit 320 may be provided in plural along the second direction D2. The stage 310 can move the specimen more stably along the first direction D1 when the stage 310 is provided with the plurality of stage lifting members 330 and the plurality of connecting units 320. [

예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치에 의하면, 온도 구배 모사부(200)를 이용하여 원전 작동 조건에 맞도록 상기 유체에 온도 구배 영역을 형성할 수 있다.According to the nuclear reactor accident seriousness evaluation test apparatus according to the exemplary embodiments, the temperature gradient region 200 can be used to form a temperature gradient region in the fluid to meet the nuclear operation conditions.

특히, 제1 방향(D1)을 따라 온도가 점점 올라가도록 상기 온도 구배 영역을 형성하고, 상기 유체의 온도를 약 600도 이상으로 설정하고 상기 유체의 압력을 5기압 이상으로 설정할 수 있다.In particular, it is possible to form the temperature gradient region so that the temperature rises gradually along the first direction D1, set the temperature of the fluid to about 600 degrees or more, and set the pressure of the fluid to 5 atm or more.

또한, 시편 이동부(300)를 이용하여 상기 시편을 상기 온도 구배 영역에서 제1 방향(D1)을 따라 이동시켜, 상기 시편에 대해 해당 온도를 갖는 상기 유체에 의한 영향을 측정하며, 유체 가열장치(210), 유체 냉각장치(220), 및 유체 가압장치(110)를 이용하여 유체의 조건을 다양하게 설정할 수 있다.Further, the specimen is moved along the first direction (D1) in the temperature gradient region using the specimen moving unit 300 to measure the influence of the fluid having the corresponding temperature on the specimen, The fluid cooling device 220, and the fluid pressure device 110 can be used to set various conditions of the fluid.

이에 의해, 원자력발전소에서 발생할 수 있는 사고 환경에서의 원전기기의 생존성에 대해 보다 정확한 평가 실험을 진행할 수 있어, 원자력발전소의 안정성에 대한 정밀한 진단이 가능해지는 장점이 있다.As a result, it is possible to carry out a more accurate evaluation test on the survivability of the nuclear equipment in the accident environment that may occur in the nuclear power plant, and it is possible to perform precise diagnosis of the stability of the nuclear power plant.

이하에서는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법에 대하여 기술한다.The following describes the test method for evaluating the survival probability of critical accidents of nuclear power plants.

도 2 및 도 3은 예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법의 단계를 나타내는 단면도들이다.FIGS. 2 and 3 are cross-sectional views showing the steps of the nuclear plant accident seriousness evaluation test method according to the exemplary embodiments.

도 1 및 2를 참조하면, 유체(L)를 챔버(100) 내에 주입하고 시편(S)을 스테이지(310) 상에 배치한다.Referring to Figs. 1 and 2, a fluid L is injected into the chamber 100 and a specimen S is placed on the stage 310. Fig.

예를 들어 유체(L)는 챔버(100)의 유체 가압장치(110)를 이용하여 챔버(100) 내로 공급될 수 있다. 유체 가압장치(110)는 유체를 주입하는 유압펌프를 포함할 수 있다.For example, the fluid L may be supplied into the chamber 100 using the fluid pressure device 110 of the chamber 100. The fluid pressure device 110 may include a hydraulic pump to inject fluid.

이후에, 상기 유체를 챔버의 유체 가압장치(110)를 이용하여 5기압 이상으로 가압하면서 온도 구배 모사부(200)를 이용하여 상기 유체를 600도 이상으로 가열하면서 챔버(100) 내에 온도 구배를 형성한다.Thereafter, while the fluid is pressurized to a pressure of 5 atm or higher by using the fluid pressure device 110 of the chamber, the temperature gradient is applied to the chamber 100 while heating the fluid to 600 degrees or more using the temperature gradient simulator 200 .

예시적인 실시예들에 있어서, 온도 구배 모사부(200)는 챔버(100)의 제1 측부(104)에 구비되는 유체 가열장치(210), 및 제1 측부(104)와 서로 마주하는 챔버(100)의 제2 측부(102)에 구비되는 유체 냉각장치(220)를 포함할 수 있다.In the exemplary embodiments, the temperature gradient simulator 200 includes a fluid heating device 210 provided on the first side 104 of the chamber 100, and a chamber (not shown) facing the first side 104 And a fluid cooling device 220 provided on the second side 102 of the first and second fluid passages 100, 100.

유체 가열장치(210)와 유체 냉각장치(220)는 제1 방향(D1)을 따라 배치되어 챔버(100)의 제1 측부(104) 및 제2 측부(102)에 각각 구비되어, 유체 가열장치(210) 및 유체 냉각장치(220)를 이용하여 상기 유체의 온도가 제1 방향(D1)을 따라 상승하는 상기 온도 구배 영역이 형성될 수 있다.The fluid heating device 210 and the fluid cooling device 220 are disposed along the first direction D1 and are respectively disposed at the first side 104 and the second side 102 of the chamber 100, The temperature gradient region in which the temperature of the fluid rises along the first direction D1 may be formed by using the fluid cooling device 210 and the fluid cooling device 220. [

예를 들어, 유체 냉각장치(220)에 인접한 상기 유체의 온도는 약 600도 이며, 유체 가열장치(210)에 인접한 상기 유체의 온도는 600도 보다 더 클 수 있다. 챔버(100)는 상기 유체의 상기 온도를 유지하기 위해 단열될 수 있으며, 상기 고온에 견디도록 강성을 가지는 물질을 포함할 수 있다.For example, the temperature of the fluid adjacent to the fluid cooling device 220 is about 600 degrees, and the temperature of the fluid adjacent to the fluid heating device 210 may be greater than 600 degrees. The chamber 100 may be thermally insulated to maintain the temperature of the fluid and may include a material that is rigid to withstand the high temperature.

이후에, 도 1 및 도 3을 참조하면, 시편 이동부(300)는 상기 유체에 의한 상기 시편의 영향을 측정하기 위해 상기 온도 구배 영역 내에서 상기 시편을 제1 방향(D1)을 따라 이동시킨다.1 and 3, the specimen moving unit 300 moves the specimen in the first direction D1 in the temperature gradient region to measure the influence of the specimen by the fluid .

예를 들어, 시편 이동부(300)는 제1 방향(D1)과 수직한 제2 방향(D2)으로 연장되어 상기 시편을 지지하고 고정할 수 있는 스테이지(310), 스테이지(310)를 제1 방향(D1)을 따라 이동시키기 위해 승강 동력을 발생하는 스테이지 승강장치(330), 및 스테이지(310)와 스테이지 승강장치(330)를 연결하는 연결유닛(300)을 포함할 수 있다.For example, the specimen moving unit 300 includes a stage 310 extending in a second direction D2 perpendicular to the first direction D1 to support and fix the specimen, And a connecting unit 300 connecting the stage 310 and the stage lifting device 330. The stage lifting device 330 may be a vertical lifting device for lifting the stage 310 in the direction D1.

예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법에 의하면, 온도 구배 모사부(200)를 이용하여 원전 작동 조건에 맞도록 상기 유체에 온도 구배 영역을 형성할 수 있다.According to the nuclear reactor accident seriousness evaluation test method according to the exemplary embodiments, the temperature gradient region 200 can be used to form the temperature gradient region in the fluid according to the nuclear operation conditions.

또한, 시편 이동부(300)를 이용하여 상기 시편을 상기 온도 구배 영역에서 제1 방향(D1)을 따라 이동시켜, 상기 시편에 대해 해당 온도를 갖는 상기 유체에 의한 영향을 측정하며, 유체 가열장치(210), 유체 냉각장치(220), 및 유체 가압장치(110)를 이용하여 유체의 조건을 다양하게 설정할 수 있다.Further, the specimen is moved along the first direction (D1) in the temperature gradient region using the specimen moving unit 300 to measure the influence of the fluid having the corresponding temperature on the specimen, The fluid cooling device 220, and the fluid pressure device 110 can be used to set various conditions of the fluid.

이에 의해, 원자력발전소에서 발생할 수 있는 사고 환경에서의 원전기기의 생존성에 대해 보다 정확한 평가 실험을 진행할 수 있어, 원자력발전소의 안정성에 대한 정밀한 진단이 가능해지는 장점이 있다.As a result, it is possible to carry out a more accurate evaluation test on the survivability of the nuclear equipment in the accident environment that may occur in the nuclear power plant, and it is possible to perform precise diagnosis of the stability of the nuclear power plant.

이상에서는 본 발명의 실시예들을 참조하여 설명하였지만, 해당 기술 분야의 숙련된 당업자는 하기의 특허 청구의 범위에 기재된 본 발명의 사상 및 영역으로부터 벗어나지 않는 범위 내에서 본 발명을 다양하게 수정 및 변경시킬 수 있음을 이해할 수 있을 것이다.It will be apparent to those skilled in the art that various modifications and variations can be made in the present invention without departing from the spirit or scope of the invention as defined in the following claims. It can be understood that it is possible.

100: 챔버 110: 유체 가압장치
200: 온도 구배 모사부 210: 유체 가열장치
220: 유체 냉각장치 300: 시편 이동부
310: 스테이지 320: 연결유닛
330: 스테이지 승강장치
100: chamber 110: fluid pressure device
200: Temperature gradient simulator 210: Fluid heating device
220: fluid cooling device 300: specimen moving part
310: stage 320: connection unit
330: stage lifting device

Claims (11)

원전사고의 모의실험을 위한 원전기기 평가시험장치에서,
내부에 유체를 수용하는 챔버;
상기 유체를 가열하거나 냉각하여 상기 챔버 내에 제1 방향을 따라 상기 유체의 온도 구배 영역을 형성하는 온도 구배 모사부; 및
상기 온도 구배 영역 내에서 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동시키는 시편 이동부를 포함하고,
상기 온도 구배 모사부는,
상기 챔버의 제1 측부의 내부로 인입되도록 위치하여 상기 챔버 내부의 유체를 직접 가열하는 유체 가열장치; 및
상기 제1 측부와 서로 마주하는 상기 챔버의 제2 측부의 내부로 인입되도록 위치하여 상기 챔버 내부의 유체를 직접 냉각하는 유체 냉각장치를 포함하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
In nuclear device evaluation test equipment for simulating nuclear accident,
A chamber for receiving fluid therein;
A temperature gradient simulator for heating or cooling the fluid to form a temperature gradient region of the fluid along the first direction in the chamber; And
And a specimen moving part for moving the specimen along the first direction within the temperature gradient area,
The temperature gradient simulator may include:
A fluid heating device positioned to be drawn into the interior of the first side of the chamber to directly heat the fluid within the chamber; And
And a fluid cooling device positioned to be drawn into the second side of the chamber facing the first side and directly cooling the fluid inside the chamber.
삭제delete 제 1 항에 있어서, 상기 시편 이동부는,
상기 제1 방향과 수직한 제2 방향으로 연장되고, 상기 시편을 지지하고 고정시키는 스테이지;
상기 스테이지를 상기 제1 방향을 따라 이동시키기 위해 승강 동력을 발생하는 스테이지 승강장치; 및
상기 스테이지와 상기 스테이지 승강장치를 연결하고, 상기 스테이지 승강장치에서 발생된 상기 승강 동력을 상기 스테이지로 전달하는 연결유닛을 포함하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
The apparatus according to claim 1,
A stage extending in a second direction perpendicular to the first direction and supporting and fixing the specimen;
A stage elevating device for generating an elevating power for moving the stage along the first direction; And
And a connection unit connecting the stage and the stage lifting device to transfer the lifting power generated by the stage lifting device to the stage.
제 3 항에 있어서,
상기 스테이지 승강장치 및 상기 연결유닛은 상기 제2 방향을 따라 복수개로 구비되는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
The method of claim 3,
Wherein the stage elevating device and the connecting unit are provided in a plurality of directions along the second direction.
제 3 항에 있어서,
상기 연결유닛은 상기 챔버의 상기 제2 측부를 관통하여 상기 스테이지 승강장치와 상기 스테이지를 연결하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
The method of claim 3,
Wherein the connection unit connects the stage elevating device and the stage through the second side portion of the chamber.
제 1 항에 있어서, 상기 챔버는,
상기 유체 가열장치로부터 상기 시편에 대한 복사 열전달을 최소화하기 위해 상기 유체 가열장치를 커버하는 슬릿장치를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
The apparatus of claim 1,
Further comprising a slit device for covering the fluid heating device to minimize radiative heat transfer from the fluid heating device to the specimen.
제 1 항에 있어서, 상기 챔버는,
상기 유체를 가압하는 유체 가압장치를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
The apparatus of claim 1,
Further comprising a fluid pressurizing device for pressurizing the fluid.
제 7 항에 있어서,
상기 유체는 상기 가압장치에 의해 5기압 이상으로 가압되고,
상기 유체 가열장치에 의해 600도 이상으로 가열되는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
8. The method of claim 7,
The fluid is pressurized to 5 atm or higher by the pressurizing device,
Wherein said fluid heating apparatus is heated to 600 degrees or more by said fluid heating apparatus.
내부에 유체를 수용하는 챔버, 상기 유체를 가열하거나 냉각하여 상기 챔버 내에 제1 방향을 따라 상기 유체의 온도 구배 영역을 형성하는 온도 구배 모사부, 및 상기 온도 구배 영역 내에서 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동시키는 시편 이동부를 포함하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치에 있어서,
상기 유체를 상기 챔버 내에 구비하고, 상기 시편을 상기 시편 이동부에 배치하는 단계;
상기 챔버의 유체 가압장치를 이용하여 상기 유체를 가압하며, 온도 구배 모사부를 이용하여 상기 유체를 가열하여 상기 제1 방향을 따라 온도 구배 영역을 형성하는 단계; 및
상기 시편 이동부를 이용하여 상기 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동하는 단계를 포함하고,
상기 온도 구배 모사부는,
상기 챔버의 제1 측부의 내부로 인입되도록 위치하여 상기 챔버 내부의 유체를 직접 가열하는 유체 가열장치; 및
상기 제1 측부와 서로 마주하는 상기 챔버의 제2 측부의 내부로 인입되도록 위치하여 상기 챔버 내부의 유체를 직접 냉각하는 유체 냉각장치를 포함하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법.
A temperature gradient simulator for heating or cooling the fluid to form a temperature gradient region of the fluid along a first direction in the chamber, and a temperature gradient simulator for heating the specimen in the first direction And a specimen moving unit for moving the specimen moving unit along the specimen moving unit,
Disposing the fluid in the chamber, and placing the specimen in the specimen moving part;
Pressurizing the fluid using a fluid pressurizing device in the chamber and heating the fluid using a temperature gradient simulator to form a temperature gradient region along the first direction; And
And moving the specimen along the first direction using the specimen moving unit,
The temperature gradient simulator may include:
A fluid heating device positioned to be drawn into the interior of the first side of the chamber to directly heat the fluid within the chamber; And
And a fluid cooling device positioned to be drawn into the second side of the chamber facing the first side and directly cooling the fluid in the chamber.
삭제delete 제 9 항에 있어서, 상기 시편 이동부는,
상기 제1 방향과 수직한 제2 방향으로 연장되고, 상기 시편을 지지하고 고정시키는 스테이지;
상기 스테이지를 상기 제1 방향을 따라 이동시키기 위해 승강 동력을 발생하는 스테이지 승강장치; 및
상기 스테이지와 상기 스테이지 승강장치를 연결하고 상기 스테이지 승강장치에서 발생된 상기 승강 동력을 상기 스테이지로 전달하는 연결유닛을 포함하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법.
The apparatus according to claim 9,
A stage extending in a second direction perpendicular to the first direction and supporting and fixing the specimen;
A stage elevating device for generating an elevating power for moving the stage along the first direction; And
And a connection unit connecting the stage and the stage lifting device to transfer the lifting power generated in the stage lifting device to the stage.
KR1020150043466A 2015-03-27 2015-03-27 Apparatus for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices by specimen movement in temperature gradient region and method for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices using the same KR101696690B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020150043466A KR101696690B1 (en) 2015-03-27 2015-03-27 Apparatus for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices by specimen movement in temperature gradient region and method for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices using the same

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020150043466A KR101696690B1 (en) 2015-03-27 2015-03-27 Apparatus for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices by specimen movement in temperature gradient region and method for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices using the same

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20160115550A KR20160115550A (en) 2016-10-06
KR101696690B1 true KR101696690B1 (en) 2017-01-17

Family

ID=57164433

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020150043466A KR101696690B1 (en) 2015-03-27 2015-03-27 Apparatus for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices by specimen movement in temperature gradient region and method for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices using the same

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101696690B1 (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200030931A (en) 2018-09-13 2020-03-23 한국기계연구원 Damage simulation system for a vessel
KR20200114612A (en) 2019-03-29 2020-10-07 한국기계연구원 Saturated steam simulation test apparatus and method for safety related nuclear equipment using the same
WO2021125556A1 (en) * 2019-12-19 2021-06-24 한국기계연구원 Nuclear accident simulation system and nuclear accident simulation method using same

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101352953B1 (en) * 2012-04-13 2014-01-23 한국기계연구원 Insurge property testing system and insurge property testing method using the same

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100363730B1 (en) * 2000-03-31 2002-12-05 한국전력공사 Apparatus for thermal ratchet structural test
KR100848359B1 (en) * 2006-07-24 2008-07-28 주식회사 테라세미콘 Heating System for Batch Type Reaction Chamber

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101352953B1 (en) * 2012-04-13 2014-01-23 한국기계연구원 Insurge property testing system and insurge property testing method using the same

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200030931A (en) 2018-09-13 2020-03-23 한국기계연구원 Damage simulation system for a vessel
KR20200114612A (en) 2019-03-29 2020-10-07 한국기계연구원 Saturated steam simulation test apparatus and method for safety related nuclear equipment using the same
WO2021125556A1 (en) * 2019-12-19 2021-06-24 한국기계연구원 Nuclear accident simulation system and nuclear accident simulation method using same
KR20210078984A (en) 2019-12-19 2021-06-29 한국기계연구원 Nuclear accident testing system and method for testing nuclear accident
KR102374418B1 (en) * 2019-12-19 2022-03-15 한국기계연구원 Nuclear accident testing system and method for testing nuclear accident

Also Published As

Publication number Publication date
KR20160115550A (en) 2016-10-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN105300807B (en) A kind of high temperature true triaxial Rock experiment machine
KR101696690B1 (en) Apparatus for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices by specimen movement in temperature gradient region and method for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices using the same
KR100916332B1 (en) An apparatus for constant load creep test under helium environment
CN110867263B (en) Experimental device and method for researching failure behavior of fuel element in severe accident of nuclear reactor
CN110265159B (en) Horizontal inhomogeneous indirect heating rectangle passageway flow visual test device
KR102309369B1 (en) Test device for metallic materials resistant to hydrogen embrittlement
Maddox et al. Local thermal measurements of a confined array of impinging liquid jets for power electronics cooling
McVay et al. Preliminary tests of particle image velocimetry for the upper plenum of a scaled model of a very high temperature gas cooled reactor
CN110320104B (en) Water-coolable comprehensive rock multi-field coupling test loading device and method
KR101634590B1 (en) Apparatus for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices by fluid injection at high temperature and hight pressure and method for severe accident survivablity assessment of nuclear plant devices using the same
US3721116A (en) Method for detecting steam leakage in a heat exchanger having circulation tubes surrounded by liquid sodium and devices for the application of said method
RU2561011C2 (en) Assessment device of thermomechanical material fatigue
Wang et al. Experimental study on the penetration characteristics of leaking molten salt in the thermal insulation layer of aluminum silicate fiber
US5881117A (en) Mid-loop fluid level measuring instrument for a nuclear power plant
CN112378765B (en) Pressurization test device of cladding pipe
CN205981731U (en) Ventilation cooling test bench
KR101600892B1 (en) Electrical Penetration Assembly
KR101589123B1 (en) Welding strain experimental apparatus
CN211401969U (en) Hot gas circulation test system of pressure vessel
CN104567746A (en) High-temperature flange deflection angle testing system
KR101801529B1 (en) equipment for performance test of coating in loss of coolant accident test of nuclear power plant
Arik et al. Turbulent forced convection with sinusoidal variation of inlet temperature between two parallel-plates
TR201821017A2 (en) A measuring setup.
KR102374418B1 (en) Nuclear accident testing system and method for testing nuclear accident
CN112927828B (en) Nuclear power station pipeline leakage simulation test system and method

Legal Events

Date Code Title Description
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20191210

Year of fee payment: 4