earticle

영어

A preliminary safety system for integral reactor composed of passive safety injection system, passive residual heat removal system, and the safeguard vessel coupled with pressure suppression pool was first proposed. Then a simplified thermo-hydraulic performance analysis program was developed to evaluate the safeguard vessel performance for the loss of coolant accident in this study. The reactor coolant system is assumed to be in thermodynamically saturated condition except for initial short time. The mass and heat transfers between the reactor coolant system, the safeguard vessel, and the outside environment are continuously evaluated for every time step and resultant values are utilized for the update of state variables of each region. The results for 50 mm pipe break accident shows that the pressure equilibrium between the reactor coolant system and the safeguard vessel lets the discharge flow rate through the break point be nearly zero and even negative value. The heat transfers through the PRHRS and the safeguard vessel wall reduce the temperature and pressure of reactor coolant system, so
the equilibrium pressure is achieved at the lower value.

한국어

안전보호용기, 피동안전주입계통, 피동잔열제거계통으로 구성되는 일체형원자로의 예비안전계통을 구성하고 비교적 단순한 형태의 안전보호용기 성능평가 프로그램을 개발하여 원자로냉각재상실사고가 발생하였을 때 안전보호용기의 성능을 평가하였다. 개발된 프로그램에서 원자로냉각재계통은 초기 짧은 시간을 제외하곤 항상 포화상태를 유지하고 있다고 가정되었으며 원자로, 안전보호용기 대기, 집수조 및 압력억제풀, 그리고 외부환경 사이의 질량 및 에너지 전달과정이 지속적으로 계산되어 각 영역의 상태 재계산에 이용되었다. 50mm 배관파단 사고에 대한 해석 결과는 원자로와 안전보호용기 사이의 압력평형에 의해 원자로부터의 방출유량이 초기에 급격히 감소한다는 것을 보여주었다. 피동잔열제거계통 및 안전보호용기 벽면을 통한 열제거는 원자로의 온도/압력을 지속적으로 감소시켜 원자로냉각재계통과 안전보호용기 사이의 평형 압력을 낮추는 역할을 하였다.