[논문]중수로 원전 교류전원 완전상실 사고 시 일차측 열수송 펌프 밀봉 누설 영향에 대한 코드 분석

유선오; 조민기; 이경원; 백경록

doi:10.20466/kpvp.2020.16.1.011

중수로 원전 교류전원 완전상실 사고 시 일차측 열수송 펌프 밀봉 누설 영향에 대한 코드 분석
Code Analysis of Effect of PHTS Pump Sealing Leakage during Station Blackout at PHWR Plants 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.16 no.1, 2020년, pp.11 - 21

유선오 (Korea Institute of Nuclear Safety) , 조민기 (Korea Institute of Nuclear Safety) , 이경원 (Korea Institute of Nuclear Safety) , 백경록 (Korea Institute of Nuclear Safety)

Abstract ▼ AI-Helper

This study aims to develop and advance the evaluation technology for assessing PHWR safety. For this purpose, the complete loss of AC power or station blackout (SBO) was selected as a target accident scenario and the analysis model to evaluate the plant responses was envisioned into the MARS-KS input model. The model includes the main features of the primary heat transport system with a simplified model for the horizontal fuel channels, the secondary heat transport system including the shell side of steam generators, feedwater and main steam line, and moderator system. A steady state condition was achieved successfully by running the present model to check out the stable convergence of the key parameters. Subsequently, through the SBO transient analyses two cases with and without the coolant leakage via the PHTS pumps were simulated and the behaviors of the major parameters were compared. The sensitivity analysis on the amount of the coolant leakage by varying its flow area was also performed to investigate the effect on the system responses. It is expected that the results of the present study will contribute to upgrading the evaluation technology of the detailed thermal hydraulic analysis on the SBO transient of the operating PHWRs.

주제어

표/그림 (16)

그림 Fig. 1 Nodalization of Primary Heat Transport System
그림 Fig. 2 Grouping scheme of fuel channels
그림 Fig. 3 Nodalization of Secondary Heat Transport System
표 Table 1 Number of channels and power of averaged channels per pass
그림 Fig. 4 Nodalization of Moderator System
표 Table 2 Steady-state conditions for normal power operation
그림 Fig. 5 Collapsed water level of steam generator
그림 Fig. 6 Pressure and temperature of ROH
그림 Fig. 7 Collapsed water level of pressurizer
그림 Fig. 8 Pressure of degasser condenser
그림 Fig. 9 Mass flowrate of PHTS pump
$Fig. 10 Void fraction of ROH$ 그림 Fig. 10 Void fraction of ROH
그림 Fig. 11 Peak cladding temperature
그림 Fig. 12 Effect of leakage area of coolant
그림 Fig. 13 Effect of coolant leakage area on time to reach PCT criteria
표 Table 3 Calculation matrix for sensitivity analysis

AI 본문요약
AI-Helper

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문제 정의

본 연구에서는 Fig. 4와 같이 PIPE component로모델링한 Calandria vessel 내에서 핵연료채널로부터전달되는 열에너지와 중성자 감속 과정에서 발생하는 에너지 메커니즘을 모의하기 위해 가상의 열구조물을 적용하여 감속재 출구온도를 정상 출력운전온도인 342.15 K를 유지하도록 하였다. 그리고 등급4 전원 상실시 냉각순환 펌프는 정지되므로 주 감속재 계통은 가용하지 않도록 하였다.
본 연구에서는 가동 중인 중수로 원전에서 교류전원이 완전히 상실된 후 전원 및 안전계통의 복구 등운전원의 사고 완화 조치가 없는 경우를 기본 사건으로 하였다. 주요 사건 경위의 모의를 위해 다음과 같은 가정을 반영하여 과도 입력모델을 작성하였다.
전원 상실에 의한 PHTS 펌프의 밀봉 기능이 상실되어 냉각재가 누설될 수 있는데, 이 때 냉각재 누설량에 대해 불확실성을 고려할 수 있다. 본 절에서는 냉각재 밀봉 누설 단면적을 변수로 하여 냉각재누설량 변화에 대한 계통 영향을 기술한다. Table 3은 민감도 분석을 위한 PHTS 펌프 흡입구 앞에 연결된 가상의 밸브 정보를 보여준다.

가설 설정

- 가압기 surge line 상의 loop 격리밸브는 LOCA신호에 의해 닫히는데, 고장 시 불확실 모드⁽⁶⁾를고려하여 정상 출력운전시의 상태 즉 Fail-open모드로 가정한다. 참고로 PHTS 펌프 밀봉 기능상실로 냉각재가 누설되나, 계통 압력은 LOCA신호 발생 압력 이상으로 유지되어 상기 가정은타당한 것으로 평가되었다.
를고려하여 정상 출력운전시의 상태 즉 Fail-open모드로 가정한다. 참고로 PHTS 펌프 밀봉 기능상실로 냉각재가 누설되나, 계통 압력은 LOCA신호 발생 압력 이상으로 유지되어 상기 가정은타당한 것으로 평가되었다.

제안 방법

1이다.⁽⁶⁾ 재순환 유량비는 일반적으로 정상 출력운전 계산에서 증기발생기 냉각수의 질량유량 결정을 위한 목표 값으로 사용되며, 본 연구에서는 이값을 모의하기 위해 downcomer와 증기발생기 쉘측하단을 연결하는 junction 정보를 조절하였다.
이때 코드의 CANCHAN은 CANDU 원전의 수평핵연료채널 모의를 위해 CATHENA 코드의 기체 임계속도 상관식과 성층유동양식 천이에 관한 실험을 반영한 체적 모델이다.⁽⁹⁾ 그리고 노심 출력은 정상 출력운전의 103%에서 잔열 수준으로 감소하고 각pass의 평균 채널 출력은 채널의 위치, 개수, 그리고출력을 고려하여 Table 1과 같이 하였으며 축방향의출력 분포는 sine 형태를 적용하였다.
각 증기발생기 주증기관에 설치된 4개의 ASDV는 사고 모의를 위해 항상 닫힘 상태를 유지하도록 모델링하였다. 과도 시 주증기 압력 증가로 CSDV는개방될 수 있으나, 전원 상실에 의한 복수기순환수펌프의 운전불능과 복수기 진공 상실로 인해 Fail-close모드인 밸브는 과도 기간 동안 닫힘 상태를 유지하도록 하였다.
PHTS 펌프 밀봉 기능 상실에 의한 냉각재 누설량변화에 대해 민감도 분석을 수행한 결과, 밀봉 누설유동 단면적과 PHTS 펌프 배관 단면적과의 비가 특정값 이상에서는 PCT 제한값 도달 시간에 영향이있어, 일차측 재고량 감소가 핵연료 건전성에 영향을 줄 수 있음을 정량적으로 확인하였다. 그리고 교류전원 완전상실과 같은 고온고압의 사고 조건에서 발생가능한 냉각재 재고량 감소 요인과 함께 PHTS펌프 밀봉 건전성과 냉각재 밀봉 누설량에 대한 정밀한 분석 필요성을 확인하였다.
이 코드는 ELAP5/MOD3와 COBRA-TF를 기반으로 개발된계통 열수력 분야 규제검증코드이다. 그리고 사고후 펌프의 밀봉 기능 상실에 의한 냉각재 누설 여부에 대해 원전 계통에 미치는 열수력학적 주요 영향분석을 수행하여 원전의 안전기능 유지 및 안전성 확인을 위한 기반을 마련하였다.
7 mm에 해당)의 크기로 하였다.그리고 이 가상 밸브의 단면적 또는 그로 인한 냉각재의 누설량에 대한 민감도 분석(3.4절)을 수행하였다.
이 때 원자로 자관과 모관은 각각 PIPE와 BRANCHcomponent로 모델링하였다. 그리고 증기발생기 쉘측으로의 열전달을 위한 Incoloy 800의 u-tube는13개의 cell로 구성된 1개의 PIPE component로 모델링하였다.
교류전원이 완전히 상실되면 PHTS 펌프 밀봉 기능이 상실되어 냉각재가 누설될 수 있다. 냉각재의 밀봉누설을 모의하기 위해 가상의 밸브를 PHTS 펌프 흡입구 앞에 연결하여 전원 상실과 동시에 밸브가 개방되도록 하였다. 이 때 밸브는 펌프 배관 단면적과의 비가약 1.
따라서 본 연구에서는 Fig. 2와 같은grouping scheme에 따라 채널을 pass 당 7개의 그룹(그룹 당 11~16 channels)으로 하여 총 28개의 평균 중수로 원전 교류전원 완전상실 사고 시 일차측 열수송 펌프 밀봉 누설 영향에 대한 코드 분석 채널을 CANCHAN component로 모델링하였다.
본 연구는 가동 중인 중수로 원전에서 교류전원이 완전히 상실된 후 전원 및 안전계통의 복구와 같은 운전원의 사고 완화 조치가 없는 가상의 사고를 대상으로 PHTS 펌프를 통한 냉각재 밀봉 누설 여부에 대한 계통의 주요 열수력 변수 거동을 MARS-KS 코드를 활용하여 고찰하였다.
증기발생기로부터 생성된 증기는 주증기관을 통해 터빈제어밸브와 비상정지밸브를 거쳐 터빈으로향한다. 본 연구에서는 입력모델의 단순화를 위해상기 밸브를 1개의 VALVE component로 모델링하여 정상 출력운전시에는 터빈제어밸브로 제어 기능을, 과도 시에는 비상정지밸브로 정지 기능을 수행하도록 하였다. 터빈은 일정한 압력과 온도의 경계조건으로 하였다.
이 때 밸브의 개방 설정값은 증기발생기 쉘측의 과압에 대한 보수성을 고려하여 최대 설정치에 불확실도를 고려하거나, 연료 건전성에 대한보수성을 고려하여 최소 설정치에 불확실도를 고려할수 있다. 본 연구에서는 전자의 경우를 밸브 개방 설정값으로 하였고, 각 증기발생기의 주증기 압력이 설정값을 초과하면 자동으로 개방되도록 하였다.
본 연구에서는 중수로 원전의 교류전원 완전상실을 분석 대상 사고로 선정하고 전원 및 안전계통의복구 등 운전원의 사고완화 조치가 없는 조건에서의 상세분석을 위해 MARS-KS 코드⁽⁵⁾를 활용하여 중수로 원전 입력모델을 개발하였다. 이 코드는 ELAP5/MOD3와 COBRA-TF를 기반으로 개발된계통 열수력 분야 규제검증코드이다.
앞 장의 중수로 계통 모델링과 주요 기기 작동 논리, 그리고 초기 조건 및 경계 조건을 활용하여 정상 출력운전 상태를 모의하였다. Table 2는 정상 출력운전시 주요 열수력 변수에 대한 코드 계산결과와 목표 값(TV: Target value)⁽⁶⁾과의 비교를 보여준다.
그리고 채널을통과한 냉각재는 출구 자관을 거쳐 ROH로 흐른다.이 때 원자로 자관과 모관은 각각 PIPE와 BRANCHcomponent로 모델링하였다. 그리고 증기발생기 쉘측으로의 열전달을 위한 Incoloy 800의 u-tube는13개의 cell로 구성된 1개의 PIPE component로 모델링하였다.
핵연료 건전성 기준 초과 관점에서 PHTS 펌프 밀봉 누설을 고려한 경우 PCT 제한값 도달 시간이 빨라지는 것으로 예측되었다. 이는 이차측 재고량 고갈 이후에도 계속되는 일차측재고량 감소와 채널 유량 감소에 의한 기포율 급증이 증기발생기 u-tube에서의 열제거율에 영향을 준것으로 평가되므로 냉각재 밀봉 누설량에 대한 민감도 분석을 수행하였다.
15 K이다. 증기발생기 내 열전달을 위한 쉘 체적은 2개의cell로 구성된 PIPE component로 모델링하였다.
3은 중수로 원전 SHTS의 개략도를 보여준다. 추기 계통은 급수가열기를 통해 흐르는 복수를 가열하기 위해 필요한 증기를 터빈의 추기단에서 급수가열기로 보내는데, 급수가열기 출구의 냉각수최종온도는 459.85 K⁽⁶⁾이며, 이를 경계조건으로 하여 증기발생기 주급수의 입구 온도로 설정하였다.정상 출력운전 중 주급수는 증기발생기 당 평균 약265.

대상 데이터

수평핵연료채널은 12개의 연료 다발이 들어있는압력관(PT: Pressure Tube), CO₂ gap 그리고 칼란드리아 관(CT: Calandria Tube)으로 구성되며, 총 380개 채널은 2개 loop (loop 당 2개 pass)를 구성하여Calandria vessel 내 중수(D₂O)인 감속재에 잠겨있다.가동 중 교류전원 완전상실로 인해 PHTS 펌프가 정지되고 제1정지계통에 의해 원자로는 정지된다.

성능/효과

(1) 비록 전원 상실에 대한 비상운전절차서가 구비되어 있었으나, 당시 상황을 고려하면 안전계통 고장 및 운전원 접근이 매우 제한적이었으므로 완화 조치 없이 사고는 계속 진행되었고 노심 및 계통의 냉각 실패 후 대형 사고로 진행된 것으로 평가되고 있다. 이러한 일본의 원전사고 이후 대형 사고는 원자로형에 무관하게 발생가능함을 재차 상기시켜 주어 모든 노형에서의 보다철저한 안전운영과 정밀한 안전성 평가가 요구되고있다.
PHTS 펌프 밀봉 기능 상실에 의한 냉각재 누설량변화에 대해 민감도 분석을 수행한 결과, 밀봉 누설유동 단면적과 PHTS 펌프 배관 단면적과의 비가 특정값 이상에서는 PCT 제한값 도달 시간에 영향이있어, 일차측 재고량 감소가 핵연료 건전성에 영향을 줄 수 있음을 정량적으로 확인하였다. 그리고 교류전원 완전상실과 같은 고온고압의 사고 조건에서 발생가능한 냉각재 재고량 감소 요인과 함께 PHTS펌프 밀봉 건전성과 냉각재 밀봉 누설량에 대한 정밀한 분석 필요성을 확인하였다.
이후 계통은 정상 출력운전 상태의 압력과 온도 이하로 유지되다가 증기발생기냉각수 고갈로 인한 이차측으로의 열제거 기능이저하되면서 압력과 온도는 빠르게 상승하였다. PHTS 펌프 밀봉 누설을 고려하는 경우 고온고압의 냉각재가 계통 밖으로 방출되는 효과로 인해 과도기간 동안 압력과 온도는 서서히 감소하여 노심 냉각에 유리하게 작용하는 것으로 평가되었다. PHTS는 LOCA 신호 발생 압력 이상으로 유지되어 loop격리와 고압 안전주입은 발생하지 않았고, 최대 모관 압력은 과압 한도를 초과하지 않은 것으로 평가되었다.
10은 ROH에서의 기포율 거동을 보여준다.PHTS 펌프 밀봉 누설을 고려한 경우 과도 기간 동안 모관 내 냉각재의 기포율은 일차측 재고량 감소와 채널 내 유량 증가 효과로 인하여 펌프 밀봉 누설을 고려하지 않은 경우에 비해 더 큰 값으로 예측되었다. 그러나 증기발생기 냉각수 고갈 이후에는PHTS 펌프 밀봉 누설 여부와 관계없이 기포율은 급격히 증가하였다.
PHTS 펌프 밀봉 누설을 고려하는 경우 고온고압의 냉각재가 계통 밖으로 방출되는 효과로 인해 과도기간 동안 압력과 온도는 서서히 감소하여 노심 냉각에 유리하게 작용하는 것으로 평가되었다. PHTS는 LOCA 신호 발생 압력 이상으로 유지되어 loop격리와 고압 안전주입은 발생하지 않았고, 최대 모관 압력은 과압 한도를 초과하지 않은 것으로 평가되었다. 또한 주 감속재 계통의 냉각순환 펌프 정지로 감속재 온도는 증가하였으나, 최종 상승폭은 약10.
그리고 일차측과 이차측 재고량이 지속적으로 감소하여u-tube를 통한 열제거가 저하되면서 모관 내 압력과온도는 급격히 증가하였고 기포율 급증 후 냉각재는 유량 감소, 정체, 역류의 복잡한 유동 양상으로심한 교란을 겪게 되었다. 계통 내 기포율 증가로 핵연료채널과 u-tube 내 유동 저항은 상승하였고 PCT는 핵연료 건전성 기준값까지 급격히 증가하였다.
Table 2는 정상 출력운전시 주요 열수력 변수에 대한 코드 계산결과와 목표 값(TV: Target value)⁽⁶⁾과의 비교를 보여준다. 계통의 압력, 온도, 수위, 재순환 유량비 등의 계산 값은 목표 값을 충분히 모의하고 정상 출력운전상태에 안정적으로 도달하는 것을 확인하였다.
교류전원 완전상실로 인해 주급수 공급은 즉시 중단되며 보조급수 공급이 불능인 상태가 지속되면서 증기발생기 주증기 압력은 MSSV 개방 설정치까지 빠르게 증가하였고 밸브는 개폐를 반복하였다.주급수 공급 중단과 주증기 방출로 인해 증기발생기 수위는 계속 감소하여 Fig.
이차측 재고량이고갈되기 전 PHTS 펌프 밀봉 누설은 고온고압의냉각재가 계통에서 방출되고 채널 내 유량이 증가하는 효과로 인하여 노심 냉각에 유리하게 작용하였다. 그러나 이차측 재고량 고갈 이후에는일차측 재고량의 지속적인 감소와 기포율 급증으로 PCT 제한값 도달 시간이 밀봉 누설을 고려하지 않은 경우보다 더 빠르게 예측되어 PHTS 펌프밀봉 누설은 노심 냉각에 불리하게 작용하는 것으로 평가되었다.
펌프 밀봉 누설을 고려한경우 PHTS와 밀봉 누설 밸브와의 압력차에 의해 상기 자연순환보다 큰 유동이 형성되었고 냉각재 압력과 온도는 감소하였다. 그리고 이차측 재고량 고갈과함께 밀봉 누설에 의한 일차측 재고량도 계속 감소하여 냉각재 유량은 더 빠른 시점에 급감하였고, 이후유동은 심하게 교란되어 결국 노심 냉각은 원활하지않게 되는 것으로 평가되었다.
냉각재의 누설 유동 단면적이 증가할수록 일차측 재고량은 더 빠르게 감소하며, 이에 비례하여 모관 내압력과 온도는 더 빠르게 감소하고 기포율 또한 더 빠르게 증가함을 정량적으로 확인할 수 있다. 그리고 일차측과 이차측 재고량이 지속적으로 감소하여u-tube를 통한 열제거가 저하되면서 모관 내 압력과온도는 급격히 증가하였고 기포율 급증 후 냉각재는 유량 감소, 정체, 역류의 복잡한 유동 양상으로심한 교란을 겪게 되었다. 계통 내 기포율 증가로 핵연료채널과 u-tube 내 유동 저항은 상승하였고 PCT는 핵연료 건전성 기준값까지 급격히 증가하였다.
그러나 증기발생기 냉각수 고갈 이후에는PHTS 펌프 밀봉 누설 여부와 관계없이 기포율은 급격히 증가하였다. 기포는 u-tube 상부와 같은 높은위치로 이동하여 냉각재 유동 저항을 증가시켰고일차측 열제거 기능이 저하되면서 핵연료채널 냉각에 영향을 미치는 것으로 평가되었다.
12는 냉각재의 밀봉 누설량에 따른 ROH에서의 주요 열수력 변수와 PCT 거동을 보여준다. 냉각재의 누설 유동 단면적이 증가할수록 일차측 재고량은 더 빠르게 감소하며, 이에 비례하여 모관 내압력과 온도는 더 빠르게 감소하고 기포율 또한 더 빠르게 증가함을 정량적으로 확인할 수 있다. 그리고 일차측과 이차측 재고량이 지속적으로 감소하여u-tube를 통한 열제거가 저하되면서 모관 내 압력과온도는 급격히 증가하였고 기포율 급증 후 냉각재는 유량 감소, 정체, 역류의 복잡한 유동 양상으로심한 교란을 겪게 되었다.
교류전원이 완전히 상실되면 터빈 비상정지밸브가 닫히고 CSDV는 닫힘 상태를 유지하는데, 노심은 제1정지계통 동작 전까지 정상운전 출력을 유지한 후 정지된다. 이 때 원자로 출력과 냉각재 열제거율과의 불균형으로 인해 PHTS 압력과온도는 일시 증가하나, 노심 출력 감소, LRV 개방,그리고 증기발생기를 통한 열제거로 PHTS 압력과온도는 감소하였다. 이후 계통은 정상 출력운전 상태의 압력과 온도 이하로 유지되다가 증기발생기냉각수 고갈로 인한 이차측으로의 열제거 기능이저하되면서 압력과 온도는 빠르게 상승하였다.
0%에 이르러 증기발생기 냉각수는 결국 고갈되었다. 이후 증기발생기를통한 열제거 기능이 상실되면서 채널 내 잔열 제거능력 또한 저하되었으며, 일차측 압력과 온도는 상승하였고 LRV 개방 상태 유지로 인해 탈기응축기압력 및 수위 상승으로 이어지게 되었다.
정상 출력운전 모의를 통해 주요 열수력 변수는목표 값으로의 안정적인 수렴을 보여주어 중수로원전 계통 및 주요 기기의 작동 논리는 적절하게 모델링되었음을 확인하였다. 전원 상실 후 주급수공급 중단과 MSSV 반복 개폐에 의해 이차측 재고량은 지속적으로 감소하였다. 이차측 재고량이고갈되기 전 PHTS 펌프 밀봉 누설은 고온고압의냉각재가 계통에서 방출되고 채널 내 유량이 증가하는 효과로 인하여 노심 냉각에 유리하게 작용하였다.
정상 출력운전 모의를 통해 주요 열수력 변수는목표 값으로의 안정적인 수렴을 보여주어 중수로원전 계통 및 주요 기기의 작동 논리는 적절하게 모델링되었음을 확인하였다. 전원 상실 후 주급수공급 중단과 MSSV 반복 개폐에 의해 이차측 재고량은 지속적으로 감소하였다.
즉,냉각재의 밀봉 누설 유동 단면적 비가 약 2.0×10-4 이상에서는 PCT 제한값 도달 시간에 민감한 영향이 있는 것으로 평가되었다.
그러나 이차측 재고량 고갈 이후냉각재는 유량 감소, 정체, 교란, 그리고 역류 등 간헐적 자연순환 모드가 되고 결국 일차측 냉각재 유동은거의 형성되지 않아 핵연료채널 냉각이 원활하지 않게 되었음을 볼 수 있다. 펌프 밀봉 누설을 고려한경우 PHTS와 밀봉 누설 밸브와의 압력차에 의해 상기 자연순환보다 큰 유동이 형성되었고 냉각재 압력과 온도는 감소하였다. 그리고 이차측 재고량 고갈과함께 밀봉 누설에 의한 일차측 재고량도 계속 감소하여 냉각재 유량은 더 빠른 시점에 급감하였고, 이후유동은 심하게 교란되어 결국 노심 냉각은 원활하지않게 되는 것으로 평가되었다.

후속연구

0×10^-4 이상에서는 PCT 제한값 도달 시간에 민감한 영향이 있는 것으로 평가되었다. 따라서 본 민감도 분석을통해 교류전원 완전상실과 같은 고온고압 사고 조건에서 펌프 밀봉의 중요성이 확인된 바, PHTS 펌프 밀봉 건전성과 냉각재 밀봉 누설량에 대한 정밀한 분석이 필요할 것으로 사료된다.
본 연구결과는 가동 중 중수로 원전의 교류전원완전상실 시 계통 열수력 상세분석을 위한 평가기반 고도화에 기여할 것으로 기대된다.

참고문헌 (11)

IAEA, 2015, "The Fukushima Daiichi Accident," International Atomic Energy Agency, Vienna, Pub-1710.
OECD, 2016, "Five Years after the Fukushima Daiichi Accident: Nuclear Safety Improvements and Lessons Learnt," Nuclear Energy Agency, Paris, No. 7284.
Harwood, C. and Baschuk, J., 2015, "Assessment of thermal hydraulic phenomena for external water make-up," 35th Annual Conference of CNS, Saint John, Canada, May 31-June 3, pp.1-12.
Ingham, P. J., Luxat, J. C., Melnyk, A. J., and Sanderson, T.V., 2000, "Natural circulation in an integral CANDU test facility," IAEA-TECDOC-1149, pp.201-212.
KINS, 2018, "MARS-KS Code Manual," Korea Institute of Nuclear Safety, Daejeon, KINS/RR-1822.
KHNP, 2018, "Final Safety Assessment Report of Wolsong 3,4 units," Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd.
KHNP, 2018, "Technical Specification of Wolsong 3,4 units," Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd.
Zhou, F. and Novog, D.R., 2017, "RELAP5 simulation of CANDU Station Blackout accidents with/without water make-up to the steam generators," NUCL ENG DES, Vol. 318, pp.35-53. doi:http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.04.014

상세보기
USNRC, 2000, "Improvements of RELAP5/MOD3. 2.2 Models for the CANDU Plant Analysis," U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington DC, NUREG/IA-0189.
KINS, 2018, "Status of experimental and computational analysis on moderator flow of PHWR," Korea Foundation of Nuclear Safety, Seongnam, NSTAR-18NS21-67.
KINS, 2019, "Analysis of PHWR system behaviors during SBO accident using MARS-KS code," Korea Foundation of Nuclear Safety, Seongnam, NSTAR-19NS13-131.

표제어: PCR

동의어: Packet Collision Rate

용어 설명 출처 목록 (6)

용어 설명: PCR은 세균 특이성이 있는 primer를 이용하여 적은 수의 세균이 있을지라도 쉽게 검출할 수 있는 유용한 방법이며, 이를 이용하여 구강 내 치면세균막이나 타액에서 직접 세균을 검출할 수 있게 되었다[8].

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