KAERI/TR-714/96 : 하나로 열수력 사고해석

KAERI

제 출 문

한국원자력연구소장 귀하

본 보고서를 기술보고서로 제출합니다.

제목 : 하나로 열수력 사고해석

(HANARO Thennal Hydraulic Accident Analyses)

1996년 6월 。~

주저자 박 철

공동저자: 김헌일

이보욱

이상용

감수위원: 이지복

요 ol:-,

하나로의 안전성 명가를 위해 예상 운전과도 상태， 사고 및 제한 사고 상태로 분

류된 각종 사고틀에 대해 사고해석을 수행하였다. 이를 위해 상용원자로 계통 거동 해

석코드인 RELAP5/MOD2 의 열수혁 상관식과 열교환기 모델을 M깨R 운전조건에 적합한 상

관식과 모델로 대체하여 RELAP5/KMRR 로 개랑하였다. 본 보고서에서는 과도상태 동안

핵연료 건전성 여부를 중점으로하여 RELAP5/ 1Ow맨R 과도해석 결과와 RELi\P5/ 1(1.뻐 에 의한

과도해석 결과를 경계 조건으로 COBRA-IV/K뻐R 를 이용한 부수로 해석 결과를 기술하였

다. 해석 결과에 의하면 해석된 사고들에 대해 사고해석 주요 변수인 핵연료 최대온도

와 최소 임계열속비 (MCHFR) 이 안천설계 기준을 만촉하므로 에ffiR 은 이틀 사고틀에 대

해 안천하게 설계되었음이 확얀되었다.

1

목차

다. 운천모드 .

2.2 핵연료 열수력 설계 및 손상 기준 ........

3. 해석 대상 사고 .......4. 해석 코드 및 계통 모텔 .

4.1 해석 코드..4.2 계통 모델 .........

가. 노심 빚 핵연료 모델 ..나. 일차냉각계통 모델 .다. 이차냉각계통모델

라. 열교환기 및 일차계통냉각펌프 모델 ...마. 플랩 밸브 모델

바. 배관 파손 모텔

5. 초기초건 빛 주요 입력자료 .5.1 초기조건 .

가. 냉각재 유량 ..나. 냉각수 빛 수조수 온도 ...다. 수조수위 .라. 노심 출력 .

5.2 주요 입력자료..........가. 기하학척 자료 .나. 출력분포 및 채널출력 ..다. 운천 정지후 출력 변화 .라. 핵분열 붕괴열 .마. 일차냉각계통 펌프 특성 .바. 운전 정지변수와 정지 지연시간 .

6. 정상상태 해석 ...6.1 해석 조건 및 가정 사항 ...6.2 결과 및 논의 ..6.3 결론 ..

7. 예상 운전 과도 해석 ..7.1 일차 냉각계통 유동 상설 ..

7. 1. 1 TPTH 운전중 한 휩표의 고장 .7. 1. 2 OPOH 운전중 펌프의 고장 ..

11

7.2 전원 상실 .. .,. .. _ . _. .. . 557.3 우회 유동 초절 상실 62

8. 사고 해석 . . ‘ “‘·‘., .‘ 648.1 냉각재 유출 사고... . .. 64

8. 1. 1 수조밖 일차냉각계통 배관 따손 ., . .‘'" .•...• .••.• 648. 1. 1 1 수조밖 원자로 입구배관 따손 64

8. 1. 1. 2 수조밖 원자로 출구배관 파손 66

8.1.2 수조안 일차냉각계통 배관 파손 68

8. 1. 2.1 수조안 원자로 입구배관 파손 69

8. 1. 2. 2 수조안 원자로 출구배관 따손 70

8.2 일차 냉각펌프 고착 사고 899. 제한 사고 해석 95

9.1 설계 기준 지진 사고 959.2 비임 튜브 따단 사고..... 1069.3 채낼 유통 차단 사고 120

10. 결 론 I ‘ ..•............................ 123참고 문헌 ‘ 125

Appendix A. 사고해석을 위한 표Lo\P 5/KMRR 입력자료

1 I I

랙표

표 2-1 사고해석시 핵연료 손상 판단 기준 6

표 4-1 RELAP5/KMRR 와 HE나PS/MOD2 열전탈 상관식 비쿄 17표 4-2 사고해석을 위해 분활된 노드(Node) 설명~ ~ ‘ a ’‘ 18

표 4-3 분활된 노드를 연결하는 정션(Junction) 설명 21

표 4-4 유량에 따른 압력강하의 설계값과 모텔값의 비교 23

표 4-5 유동 조건에 따른 열전달량의 설계값과 모델값의 비교 23

표 5-1 원자로 정지연수 및 운전정지 지연시간 28

표 5-2 원자로 정지 지연 시간의 구성 28

표 6-1 따나P5/KMRR 파 COBRA 부수로 계산의 주요 입력 변수 비교 37

표 6-2 RELAP5/KMRR 로 계산된 일차냉각계롱의 사고해석 초기조건 . “ ‘ .. ‘ •.... 38

표 6-3 RELAP5/KMRR 과 COBRA 부수로 계산에 의한 열수력 변수 비쿄 40표 7. 1. 1-1. TP'깨 운전중 냉각 펌프 한 대 고장시 사고 이력 49

표 7. 1. 2-1 ‘ OPOH 운천 중 펌프 고장시 사고 이력 49

표 7.2-1. 천원 상실 사고시의 사고 이력 ‘ 57

표 8. 1 I. 1-1 수조밖 원자로 입구배관 파손에 따른 사고 이력 72

표 8. 1.1. 2-1 수조밖 원자로 출구배관 파손에 따른 사고 이력 73

표 8.2-1. 일차 냉각 펌프 고착 사고시 사고 이력 .. " , ••.•.... 91

표 9.1-1 지진 발생시 사고 이 력 ‘ ..................•..•.••. 98

표 9.2-1 수초수위와 관련 계롱 작동 설정치 112

표 9.2-2 비임류브 파손에 따른 사고 이력 113표.9.3-1 명균채낼 기포화에 따른 부반웅도가 삽엽율 122

IV

-, al ..!묘*1._'-:-IL.._그...:.J.

그럼 2-1 K~IRR 노싣 구조 7

그럼 2-2 KMRR 핵연료몽 . . . 8

그림 2-3 36-봉 핵연료 집합체 ‘.... 9

그럼 2-4 18-봉 쩍연료 집갑체 1。

그럼 2-5 일차냉각계통 개학도 .. 11

그럼 2-6 K때R 의 수초 .. . . . 12

그럼 4-1 사고해석을 위한 K째R 의 계통분활도 . . . 24

그립 5-1 36-봉 핵연료 채널 축방향 상대척 출력분포 29

그림 5-2 18-용 핵연료 채낼 축방향 상대적 출력분포 3。

그림 5-3 원자로 정지 후 상대척 노십출력 연화 31

그럼 5-4 ANS 붕괴열과 OR1G멘 코드에 의한 KMRR 붕괴열 비교 32

그림 5-5 일차냉각계롱 펌프 #1 의 수두 빛 토크 호모로그스 (hom이。gous) 커브. 33

그럼 5-6 알차냉각계통 펌프 #2 의 수두 및 토크 호모로그스( homo 1ogous ) 커브 34

그림 6-1 냉각수 유로를 따른 일차냉각계롱의 압력 분포 41

그럼 6-2 36-봉 핵연료 최대열출력 채널 축방향 핵연료 및 냉각수 온도변화 .. 42

그림 6-3 18-봉 핵연료 최대열출력 채널 축방향 핵연료 빛 냉각수 온도변화 ... 43

그림 6-4 36-봉 핵연료 최대열출력 채널 축방향 CHFR 변화 · . . .. . . . . .. . . . . . . 44

그럼 6-5 18-봉 핵연료 최대열출력 채널 축방향 CHFR 변화 · . . 45

그럼 7. 1. 1- 1 TPTH 운전중 펌프 한 대 고장 사고시 유량 변화 5。

그럼 7. 1. 1-2 T때 운전중 펌프 한 대 고장 사고시 채낼 유량 변화 .. 5。

그럼 7. 1. l-j TPTH 운전중 펌프 한 대 고장 냐고시 핵연료 온도 변화 51

그럼 7. 1. 1-4 T門꺼 운천중 멈프 한 대 고장 사고시 CHFR 값의 변화 51

그럼 7. 1. 1-5 T門R 운전중 멈프 한 대 고장 사고시 핵연료 중심 최고온도 변화 52

그림 7. 1.끼 -1 OPOH 운천중 펌프 고장 사고시 채널 유량 변화 53

그립 7. 1. 2-2 OPOH 운전중 걸프 고장 사고시 핵연효 온도 연화 “·“· ‘ 53

그럼 7. 1. 2-3 OP애 운전중 펌프 고장 사고시 CHFR 값의 변화 54

그럼 7.1.2-4 OPOH 운전중 멈프 고장 사고시 핵연료 중심 최고 온도 변화 54

그립 7.2-1 천원 상설 사고시 유량 변화 58

그림 7.2-2 전원 상설 사고시 단기 채널 유량 변화 58

그림 7 2-3 전원 상실 사고사 단기 핵연료 온도 변화 .. .. . 59

그럼 7.2-4 전원 상설 사고시 장기 노섬 유량 변화 59

그럼 7 2-5 천원 상실 사고시 장기 칩니 수온 변화 . 6。

그럼 7 2-6 전원 상설 사고사 장기 핵연료 및 채널 수온 변화 _... 6。

그림 7.2-7 천원 상설 사고시 CHFR 값의 변화 , . .., .. . 61

그럼 7 2-8 천원 상설 사고시 핵연료 중심 최고 온도 떤화 . . . . . . _.. 61

그럼 7 3-1 우꾀 유통 조절 삿닐 사고사 뷰깜 변화 · . _. . 63

、-

그럼 7 3-2 우회 유동 조절 상실 사고시 CHFR 값의 변 화 63

그럼 8 1.1. 1-1 수조밖 원자로 입구배관 파손시 냉각수 유량 변확 '" 74

그럼 .8. 1. 1 1-2 수조밖 원자로 입구배관 파손시 수조 수위 변화 75

그럼 8.1 1. 1-3 수조밖 원자로 입구배관 파손시 앙력 연화 . . 75

그럼 8 1. 1 1-4 수조밖 원자로 잉구배관 따손사 상대적 노십출력 연화 76

그립 8. 1. 1 1-5 수조밖 원자로 입구배관 따손시 최대열출력 채널 유량 변화 .. , 76

그립 8. 1.) 1-6 수조밖 원자로 입구배관 따손시 36-용 핵연료 최대열출력 채널

핵연료 및 냉각수 온도 변화 .. . , .. 77

그림 8. 1. 1 1-7 수조밖 원자로 입구배관 따손시 18-봉 핵연료 최대열출력 채널

핵연료 및 냉각수 온도 변화 77

그럼 8. 1. 1. 1-8 수조밖 원자로 입구배관 따손시 CHFR 변화. . .. .. 78

그립 .8. 1.1. 2-1 수조밖 원자로 출구배관 따손시 냉각수 유량 변화 79

그립 .8. 1. 1. 2-2 수조밖 원자로 출구배관 파손시 수초 수위 변화 , 79

그립 .8. 1. 1. 2-3 수조밖 원자로 출구배관 따손시 압력 변화 8。

그립 .8. 1.1. 2-4 수조밖 원자로 출구배관 파손시 상대적 노상출력 연화 “‘·‘·“ 8。

그립 8. 1. 1. 2-5 수조밖 원자로 출구배관 따손시 최대열출력 채널 유량 변화 .. , 81

그럼 8. 1. 1. 2-6 수조밖 원자로 출구배관 파손시 36-봉 핵연료 최대열출력 채널

핵연료 및 냉각수 온룻 연화 ,. . . .. . . . 81

그립 8. 1. 1. 2-7 수조밖 원자로 출구배관 파손시 18-봉 핵연료 최대열출력 채널

핵연료 빛 냉각수 온도 연화 .. . 82

그립 8 1. 1. 2-8 수조밖 원자로 출구배관 파손시 CHFR 변화 ., 82

그림 8 1. 2.1-1 수조안 원자로 입구배관 파손서 유량 변화 ‘ 83

그림 8. 1. 2. 1-2 수조얀 원차로 입구배관 따손시 최대열출력 채널 유량 변화 .. 83

그림 8. 1. 2.1-3 수조안 원자로 입구배관 파손시 압력 변화 84

그럼 8. 1. 2.1-4 수조안 원자로 입구배관 따손서 36-봉 핵연료 최대열출력 채널

핵연료 및 냉각수 온도 연화 '" 84

그럼 8. 1. 2.1-5 수조얀 원자로 입구배관 따손시 18-봉 핵연료 최대열출력 채널

핵연료 및 냉각수 온도 쉰화 . 85

그럼 8. 1. 2. 1-3 수조안 원자로 입구배건 파손시 CH?R 연화 .,. . 85

그럼 8. 1. 2. 2-1 수조안원자로출구배관파손셔유량변화.， 86

그립 8. 1. 2. 2-2 수조안 원차로 출구배관 파손시 상력 변화 . 86

그럼 8. 1. 2. 2-3 수조안 원자로 출구배관 따손시 36-봉 핵연료 최대열출력 채널

핵연료 및 냉각수 온도 변화 . 87

그럼 8 1. 2. 2-4 수조안 원자로 출구배관 파손시 18-용 핵연료 최대열출력 채널

핵연료 및 냉각수 온도 연화 , 87

그럼 8.1 2.2-5 수조얀 원자로 출구배관 파손시 GlFR 션화 ., 88

그럼 8.2-1 입펠러 고착 사고시 유량 변화 ι 92

그럼 8.2-2 임펠러 고착 사고시 사고 펌프의 앙녁 변화 .. . .. 92

그얻 8.2-3 임펜러 고착 사고시 벼사고 펌프의 앙력 변화 . . 93

、 ‘

99

임펠러 고착 사고시 핵연료 온도 변화 93

임펠라 고착 사고시 CHFR 값의 변화 94

임펠러 고착 사고시 핵연료 중십 최고 온도 변화 " .. 94

설계 기준지진 발생 사고시 사건 수목 ..

설계 기준지진 발생 사고시 냉각재 유량 변화 100

설계 기준지진 발생 사고시 수조 수위 변화 101

설계 기준지진 발생 사고시 압력 변화 101

설계 기준지진 발생 사고시 상대적 노심 출력 변화 102

설계 기준지진 발생 사고시 최대열출력 채낼 유량 변화 .“·“ ‘. 102

설계 기준지진 발생 사고시 36-봉 핵연료 최대열출력 채널 핵연료

및 냉각수 온도 변화 103

설계 기준지진 발생 사고시 18-봉 핵연료 최대열출력 채널 핵연료

및 냉각수 온도 변화 104

설계 기준지진 발생 사고시 최대열출력 채널 ~HFR 벼화 105

114

115

116

116

117

117

118

그림 9.1-8

그립 8.2-4

그립 8.2-5

그럼 8.2-6

그럼 9.1-1

그럼 9.1-2

그립 9.1-3

그림 9.1-4

그립 9.1-5

그립 9.1-6

그림 9.1-7

그럼 9.1-9

그럽 9.2-1

그립 9.2-2

그림 9.2-3

그림 9.2-4

그림 9.2-5

그림 9.2-6

그림 9.2-7

그림 9.2-9

표준비임튜브의 구조 '" ..

비임튜브 파손사고시 사건 수묵 .

비임튜브 파손사고시 노심 입구 유량 빛 옹도 변화 .. , .

비임튜브 따수사고시 노심 출구 압력 변화 .

비임튜브 파손사고사 노심 출력 상대 변화 .

비임튜브 파손사고시 수조수위 변화 ...

비임튜브 파손사고시 최대열출력 채널유랑 변화 ...

비임튜브 파손사고시 36-봉 최대열출력 채널 핵연료 온도 빛

출구 냉각수 온도 변화 ----------------------------------------- 118그럼 9.2-9 비임튜브 파손사고시 18-봉 최대결출력 채널 핵연료 온도 및

출구 냉각수 온도 연화 119

그립 9.2-10 비입류브 파손사고시 최대열출력 채널에서의 CHFR 변화 119

VI I

HANARO Thermal Hydraulic Accident Analyses

Cheol Park, Heonil Kim, Bo Wook Rhee, Sang Yong Lee

ABSTRACT

For the safety assessment of HANARO, accident analyses for the anticipated

operational transients, accident scenarios and limiting accident scenarios were

conducted. To do this, the commercial nuclear reactor system code,

RELAP5.끼\10D2 was modified to RELAP5/KMRR; the thermal hydraulic

correlations and the heat exchanger model was changed to incorporate

HANARO characteristics. This report summarizes the RELAP/KMRR

calculation results and the subchannel analyses results based on the

RELAP/K.MRR results. During the calculation, major concern was placed on

the integrity of the fuel. For all the scenarios, the important accident an려YSIS

parameters, i.e. , fuel centerline temperatures and the minimum critical heat

flux ratios(MCHFR), satisfied safe design limits. It was verified, therefore,

that the HANARO was safely designed.

Vll1

1. 개 요

원자로를 설계하는데 있어 우선적으로 고려되어야 할 안전설계 원칙은 원자력 시설

에 항상 수반되는 방사농으로부터 어떠한 경우라도 인명피해와 재산을 보호하는 것이

다. 따라서， 이러한 안전원칙이 설계에 제대로 반영되었는지를확인하기 위한 원자로

의 안천성 명가는 매우 중요한 일이다. 방사능의 누출을 방지하기 위해서는 무엇보다

도 원자로의 운전조건이 벼정상상태에도 핵연료의 건전성이 유지되어야 하며， 설흑 핵

연료 손상이 생기더라도 노심 핵연료의 극히 일부분으로 국한되어야 한다. 핵연료의

건전성은 원자로가 비정상상태시 계통 구성기기의 고장， 운전자의 실수 둥을 고려하여

공정변수 빛 노심 거동을 분석함으로써 이루어진다. 이러한 사고해석을 요하는 하나

로의 비정상 상태는 예상 운전과도 상태， 사고 빛 제한 사고 상태로 구분되는 데， 본

보고서에서는 이들 중 다음의 사건들에 대한 해석 결과를 기술한다.

(1) 예상 운전과도 상태 (Anticipated Operational Transient)

1. 일차냉각계통 유동상실 (Loss of PCS Circulation)

- πrH (Two Pump Two Heat Exchanger) 운전중 한 펌프의 고장

- OPOH (One Pump One Heat Exch메ger) 운전중 펌프 고장

2. 외부 천원 상실 (Loss of Off-site Power)

3. 우회 유동 조절 상실 (Loss of Bypass Flow Control)

(2) 사고 상태 (Accident Condition)

1. 냉각재 유출 사고 (Loss of Coolant Accident)

2. 일차냉각펌프 고착사고 (Pes Pump Impeller Seizure)

(3) 제한 사고 상태 (Limiting Accident Condition)

1. 설계 기준 지진 사고 (Design Basis Earthquake)

2. 비임튜브 파단 사고 (Beam Tube Rupture)

3. 채널 유동 차단 사고 (Channel Flow Blockage)

KMRR의 설계 및 운천에 대한 안전성 명가를 위해 가압 경수로 계통해석 코드인

REL'\P5/M0D2를 K뻐R 사고해석에 적용할 수 있도록 개조한 RELAP5/KMRR 전산 코드를 사

용하여 전술한 예상 운전과도 상태. 사고 및 제한사고시 원자로 계롱의 열수력 거통 해

석이 수행된다 KMRR은 노심이 항상 수조에 잠겨 있도록 설계되었으므로 안전해석은

핵연료 건전성 유지여부에 중점을 두었다. 핵연료가 건전성을 유지하기 위해서는 예상

운전과도상태 및 사고시 통계척 열수력 설계 방법에 의한 최소 임계열속비 (MC~표'R) 이

36 빛 18-봉 핵연료집합체에 대해 각 1. 97 와 1. 81 보다 커야 하고， 핵연료 중심 최고

온도는 48S0C 를 넘지 않아야 한다. [1, 2]

본 보고서에서는 안전해석과 관련된 하나로의 노심 및 일차냉각계통 특성， 핵연료

설계 및 손상 기준， 안천해석에 사용된 전산코드 빛 계통 모델， 계산시 사용된 초기초

I

건 및 주요 입력자료， 정상상태 계산， 및 선정된 사고틀의 해석에 대해서 기술한다‘

즉， 2장에서는 하나로의 열수력과 관련된 일차냉각계통과 원자로의 운전형태 빛 핵연료

설계 기준 동에 대해 간략히 설명하고. 3장에서는 하나로의 안전설계 평가를 위해 선정

된 사고들에 대해서， 4장에서는 사용현 해석코드와 정상상태 및 사고시 열수력 거동분

석을 모사(simulation)하기 위한 KMRR의 계통 모델화에 대해서 기술한다 5장에서는

계산에 사용되는 초기조건과 주요 입력자료에 대해 설명하고. 6장에서는 사고해석의 초

기조건으로 사용되는 정상상태 계산결과를 기술한다. 7, 8, 9 장에서는 각 사고들의 해

석결과에 대해 기술하고， 끝으로 결론은 10장에서 서술된다.

2

2. KMRR 냉각 계통 특성 빛 핵연료 손상 기준

2. 1 K~IRR 냉각 계통 특성 (3 , 4, 5, 6 , 7, 8 , 9]

일차적인 안전성평가의 관심은 사고시 핵연료의 건천성에 있으므로 하나로의 계통

설명은 주로 핵연료의 열수력 거통과 관련있는 노심과 노심냉각계통과 직접적으로 관련

있는 계통에 대해서만 기술한다.

가. 원자로심 빛 핵연료

하나로는 다양한 원자력 관련 연구를 위한 연구용 원자로이기 때문에 실험을 위해

노심에의 접근이 용이하고 설협의 효율성을 증가시킬 수 있도록 고밀도 중성자속을 얻

어야 한다. 따라서， 이러한 조건을 충촉시키기 위해 개방수조형 원자로 형태를 갖고

경수냉각， 중수 반사체 개념을 사용한 작고， 밀집된 노심 (compact core)과 높은 출력

밀도를 갖도록 설계되었다. 노심 최대열출력은 30 째th 이다. 그리고， 원자로건물내

의 실험설비를 보호하기 위해 습도 조절이 용이하여야 하기 때문에 가능한 낮은 온도에

서 운천되어야 한다. 한편， 열수력적인 측면에서는 핵연료의 높은 출력밀도 때문에 효

율적 열제거가 필요하게 F였고 이에 따라 냉각수의 유속이 빨라졌으며 핵연료에 길이

방향으로 8개의 핀( fin) 이 붙게 설계되었다. 그 결과， 노심은 저온， 저압 및 높은 유

속의 상태에서 운전되는 특성을 갖게 되었다. 그런데， 안정된 고밀도 중성자속을 얻기

위해서는 정상운전시 어펀 조건에서도 노심내에서는 비퉁이 일어나지 않아야 하고 이에

따라 출력 밀도 및 운전조건의 제한을 받는다.

노섬은 약 12.2m 갚이의 수조 아랫 부분에 위치해 있으며 그립 2-1 에서 볼 수 있

듯이 23개의 6각형 핵연료 채널과 16개의 원형 채널로 구성되어 있으며， 각 채널은 유

동관 (flow tube)에 의해 서로 격리되어 있다. 6각형 열수력 채널 천부와 8개의 원형

채널은 내부노심에 위치하며， 나머지 8개의 원형 채널은 외부노심에 위치한다 6각형

채널에는 36-봉 핵연료집합체， 원형 채널에는 18-봉 핵연료집합체가 장전되며， 핵연료

가 장전되지 않은 6각형 채널의 3개와 4개의 원형 채널은 조사실험공으로 이용된다.

각 채널에 장천되는 핵연료봉 다발의 개개 핵연료봉은 출력 밀도가 높기 때문에 효과적

인 열제거를 위해 축방향으로 각 8개의 핀이 달려있고， 저온의 냉각수는 7.3 m/sec의

빠른 속도로 핵연료 채널을 통과하여 핵연료를 냉각시켠다. 그림 2-2 에는 핵연료봉

이， 그럼 2-3 과 그림 2-4 에는 36 및 18-용 핵연료 집합체가 그려져 있다. 그럼에서

와 같이 핵연료봉은 표준봉과 핵연료가 적게 틀어있는 봉으로 구분되는 데， 18-봉 핵연

료집합체는 모두 표춘봉으로 구성되며 36-봉 핵연료집합체논 외각 18개는 핵연료가 척

게 들어있는 봉으료 내부 18개는 표준봉으로 구성된다.

그러고， 각 유통채널 튜브사이의 좁은틈으로는 노심 지지물의 일부인 그러드 플레

이트(gird plate)에 뚫힌 작은 구멍을 통해 냉각수가 흐르도록 설계되어 제어용 빛 노

심구조물을 냉각시킨다.

3

나. 원자로 일차냉각계통 및 수조 (Primary Cooling System 뻐d Pool)

일차냉각계통은 냉각수를 이용하여 핵연료를 냉각시키기 위한 계통으로 그림 2-5

의 개략척 계통도에서 보여지듯이 원자로 출구에서 우회배관 입구까지는 두 개의 유로

(flow path)로 이루어져 있으며 각 유로는 펌프와 열교환기 및 다수의 밸브와 배관으로

구성되어 있다. 이들 각 유로는 정상운전시 (TPTH 운전모드) 각거 50%의 유량과 열하

중을 담당하도록 설계되어 있다. 노심을 통과한 냉각수는 침니 하단부에 있는 두개의

원자로 출구배관을 통하여 각 유로의 냉각수 순환펌프를 통과하고 열교환기를 거쳐 냉

각된 후 다시 1개의 노심입구 공동유입관으로 모여 원자로 하부공동 (inlet plenum) 으

로 틀어간다. 그러고， 이 공동유입관 시작점 근처에 원자로 냉각수 우회 유로가 연결

되어 전체 냉각수 유량의 약 10%에 해당하는 유랑이 직접 원자로 수조 바닥으로 분사

되어 원자로 수조수를 냉각시키면서 서서히 원자로구조물을 따라 올라와 침니를 통해

역류하면서 노심을 통과한 냉각수와 다시 합쳐져 노심 출구배관을 통해 유출된다. 이

우회유동은 방사능이 포함된 노심 냉각수가 수조 표면으로 올라가는 것을 방지하여 원

자로 수조 상부에서의 안전한 작업조건을 부여하기 위함이다. 전출력 (full power) 운전

시의 원자로냉각계통의 설계유량은 780 kg/sec 으로， 노섬유량은 703kg/s , 우회유량은

77 kg/s 이다. 노심에서의 입구 및 출구 설계온도는 각기 35°C와 44. aOc이고， 계통의

최대 압력은 펌프출구에서의 5. a bar 이다.

원자로 수조는 그림 2-6 에서 보듯이 이송수로를 통해 작업수조 및 사용후 핵연료

저장조와 연결되어 있다. 각 수조는 누출방지 설계된 수조문 (Pool Gate) 으로 격리될

수 있다- 정상운천중에는 원자로 수조와 작업수조 사이의 수조문은 열려있고， 작업수

조와 사용후 핵연료 저장 수조사이의 수조문은 닫는다. 정상운전시 수조수 깊이는 수

조수 보충계통에 의해 12.2 土 0.05 m 사이에서 유지된다. 수조수가 원자로 건물로 유

출되는 비상시에는 원자로 입구배관을 통해 비상보충수 계통에서 탈염수가 공급되어 노

심을 항상 물속에 잠겨 있게한다. 비상보충수 계통은 비상보충수 탱크에서 냉각수가

공급되는 주입운전과 원자로 건물로 유출된 냉각수가 유입된 캠프에서 펌프를 이용해

냉각수를 공급하는 재순환 운천의 두가지 운전형태로 작동하는 데， 수조 수위가 수조밖

일차계통배관 바닥보다 IOem 아래인 칩니 구멍 상부에 도달하면 작통하여 수위가 10 em

증가하면 중지하도록 설계되어 있다. 한편， 수조수는 정화계통에 의해 작업수조에서

흡입되어 정화된후 수조로 되돌려보내져 깨뭇함이 유지된다.

다. 운전모드 (Operating Mode)

하나로의 운전모드는 정상운전 (TPTH 운전모드)， 셀백 (OPOH 운전모드)， 자연순환

냉각 빛 정지 운전모드가 있다. 정상운전모드는 각 2 대의 펌프 빛 열교환기를 모두

사용하여 IOcrA' 이하의 열출력으로 운천하는 것을 말하며， 셀백 운전모드는 노심 입구

공동유입관에 설치된 유량측정기에서 정상 운천시 유량의 90%보다 척은 유량이 감지되

면 자동적으로 원자로 출력을 전출력의 50%로 감소하여 운전하는 것을 말한다. 이 때

는 각각 1 대씩의 펌프와 열쿄환기만 사용한다. 한편， 원자로의 출력이 매우 낮거나，

원자로 정지 및 일차 냉각 펌프 기능상실시에는 노심의 잔열을 제거하기 위해 자연 순

환 냉각이 가능하도록 설계되어 있으며， 이때 2차냉각수를 열흡수원으로 사용힐 수 있

4

을 경우에는 열교환기를 통한 자연순환에 의해， 열교환기를 사용할 수 없을 경우에는

수조수를 열흡수원으로 사용하여 노심을 냉각한다.

2.2 핵연료 열수력 설계 및 손상 기준

원자로가 안천하게 운천되기 위해서는 다음을 만족해야 한다. 정상운전시는 (1)

핵연료 중심온도가 350°C 이하여야 하고. (2) 채널내에서 비퉁이 발생하지 않도록 ONE

여유도가 36 및 18-핵연료 채널에 대해 각각 20°C 와 21°C 이상이어야 한다. 한편， 예

상 운전과도 상태 및 사고시는 (1) 통계척 열수력 방법에 의한 최소 대FR 이 36 및 18

봉 핵연료집합체에 대해 각각 1. 97 과 1. 81 이상이어야 하고. OJ. (2) 핵연료 중심 최

고옹도는 485°C 를 념지 않아야 한다. [2]

따라서， 사고해석에는 핵연료 손상 판단기준으로 36 빚 18-봉 핵연료집합체에 대해

최소 CHFR 1.97 과 1.81. 핵연료 최고온도 485°C 를 적용하고， 이를 표 2-1 에 정리 하

였다.

5

표 2-1 사고해석시 핵연료 손상 판단 기준

연 -? 제한값

36봉 집합체 1. 97

최소 CHFR18봉 적합체 1. 81

핵연료 중심 죄고온도 485 ·C

6

M『〕OZ<

호응이커」씨냐

·f

(ι그)N」ω

써대

띠、껴둔릎

ilN

랜디

ιγ

、섯KV。3

/'￡G'=

、、、\:、、、、、/

鐵。￡

성

@-”=

응e

Q

Nι

: /

蠻

7

”이”””I’l

」<}{<

υ

’’---’

’’l;

lr’--.,.

1

J

-

------‘

••,‘‘

r 1 19

----- 07.87

L 09 91

REDL~ED COR e:EL9lENl

ST.~ND i\ RD COR:::ELEMENT

낀」셈합펀페페펀홉팩꽤폐필빼빽

l’

’υ띠끼:

φ5.49 ---

o 76

- 0 76

~ 078706 ‘ 35

k、IRR 석인료봉

”

그럼 2-2

il}|l |lfi!3

TOP "lEW

%πOM .J IEW

’llll·---

”“”””””””nn”--------’’!|

----’l’’’--

냈옮써벤Tγ짧넓빼””h

v

그럼 [.-3 36-봉 핵연료 집함채

9

il--’

’’i

-매베네떼베메때대

”””””””””””””””’씨빼삐

삐

메때

뻐W·

‘

aI·q·-ill---

TOP VIEW

II--”””4

r‘,”이4

ι1

SECT lON AT SPACERP!..ATE LOCATION

BOTIα‘ VIEW

그럼 2-4 18-용 핵연료 집합쳐l

iO

버하ZK·때(R*N%

」{κ맹

Eg이〉m=。.‘mQ·i·

」그(}

。‘깅@iQ@ζI。u

mI·」mmm(나〉띠

@>

-m>

-。‘:‘。。-흐。

-ιa**얘g〉m

@ti

」

E긍

@I

I。EE

。u

>(

工

」φ‘。~륙야든gu

mlN

꽤끼

mm>>

띠

@

」。u

∞@‘--@>

a@-”im

@

。

I-。。α

』。)Qmω￠

lli

-

11

티 857m

1m

---、‘l/

m4

p‘

VA

-비버4

‘‘‘‘‘，，、

「

「

1l

야·mm

ξιζJDI

790 m Service Pool(4X6 :n) m?

」카4

-r·「c

Reactor Pool(4 m Dia )

EI 723 m

그럼 2-6 J<t，뻐R 의 수조

12

3. 해석 대상 사고

KMRR의 안전설계 형가를 위해 연구로에서 발생 가능한 사고들에 대한 조사[10] 를

통해 다음의 사고들이 선정.해석되었다. 사고해석을 요하는 하나로의 버정상상태는 예

상 운전과도 상태， 사고상태 및 제한사고상태 등으로 구분되는데， 각 사고시의 분류는

발생 빈도와 예상되는 방사능 결말을 고려하여 구분되었다. 예상 과도상태는 원자로

설비 수명기간중 한번 이상 발생할 것이 예상되는 사건， 즉， 년간 발생확률이 10-1회/

년 이상인 사건이고， 사고상태 빛 체한사고상태는 발생확률이 각각 10-3회/년 이상，

10-6 회/년 이상인 사고로 정의된다.

(1) 예상 운전과도 상태 (Anticipated Operational Transient)

1. 일차냉각계통 유동상실 (Loss of PCS Circulation)

- TPTH 운전중 한 혐프의 고장

- OPOH 운전중 펌프의 고장

2. 외부 천원 상실 (Loss of Off-site Power)

3. 이차냉각계통 유통상실 (Loss of SCS Circulation)

4. 우회 유동 조절 상실 (Loss of Bypass Flow Cont!、。 I )

5. 반웅도 사고

(2) 사고 상태 (Accident Condition)

1. 냉각재 유출 사고 (Loss of Coolant Accident)

2. 일차냉각펌프 고착사고 (PCS Pump Impeller Seizure)

3. 원자로 수조에서의 핵연료 취급 사고

4. 핵연료 저장조에서의 핵연료 취급 사고

(3) 제한 사고 상태 (Limiting Accident Condition)

1. 지진 (Design Basis Earthquake)

2. 비임튜브 파단 (Beam Tube Rupture)

3. 유동 차단사고 (Fuel Channel Flow Blockage)

여기서. KMRR 의 1차 냉각재 유출 사고는 가압경수로의 Condi tion IV 조건에 해당

하는 제한 사고지만， 저옹/저압하에서 운전되는 하나로에는 양단 배관파단 발생은 예상

되지 않는다.[11.12] 따라서， 원자로 안천성 명가률 위해 일차냉각계통의 배관에 Dt/4

(D: 배관 외경. t: 배관 두께) 에 해당하는 냉각재 누출 구멍을 가정하고 사고를 해석

하였다. 위 사고를 중에서 본보고서에서는반웅도 사고， 이차냉각계통 유동상실， 핵연

료 취급사고， 빛 유통 차단 사고를 제외한 모든 사고를 기술하였다.

13

4. 해석 코드 빛 계통 모델

하나로의 일차척인 안전성 평가는 사고시 핵연료의 건전성을 확인하는 것인데 이를

위해서 세계척으로 널리 공인된 RELAP5/~IOD2 전산코드가[13] 개조되어 사용되었다. 본

래 RELAP5/MOD2 code 는 고온， 고압 조건에서 운전되는 상업용 원자로의 안전성 분석에

사용되는 코드이기 때문에 저온， 저압하에서 운전되는연구용원자로의 해석에 사용되려

면 이에 척합하도록 개조되어야 힐 부분이 상당히 있다. 첫째， 열전달 상관식들의 경

우는 해석 결과를 화우할 만큼 중요한 요인이므로 이부분에 대해서는 KMRR형 핵연료에

대한 실험결과를 이용하여 개발된 열전탈 상관식￡로 대체하여 노심의 정확한 열수력

거동을 예측할 수 있도록 하였다. 둘째， 애1RR 에 사용되는 판형 열교환기 특성을 잘 모

의하도록 해당 모델을 개발. 검중하여 코드에 설치하였다. 이렇게 개조된 전산 코드를

‘ RELA.P5/KMRR 라고 명명하였다. [1 4]

R다AP5/KMRR 을 사용하여 하나로의 각 가상사고시 열수력 거동을 모사하기 위해서

는 천체계통을 여러개의 작은 체적을 가진 부분(segment)로 나누고 이것을 정션

(junction)으로 연결시켜서 하나의 일차원적 회로망을 구성해야 한다. 즉， single

volume , junction. time dependent volume & junction, pump 퉁 코드의 모델틀을 사용

하여 열수력적 변수를 구할 수 있도록 천체 계통을 모델하였다.

4.1 해석 코드

RELAP5IMOD2를 하나로의 안천해석에 사용하기 위해 고려해야 할 사항중 가장 중요

한 부분은 핵연료 및 냉각재 온도 동 노심 열수력 계산에 사용되는 열천탈 상관식이다.

왜냐하면， 이 상관식틀은 어떤 특정조건하에서 경험식들이 대부분이므로 어떤 것을 선

택하느냐에 따라 열수력 모의 해석결과가 많이 변할 수 있기 때문이다. 앞장에서 기술

한 바와 같이 안전해석에서 고려해야 힐 하나로의 열수력 특정은 다음과 같다;1) 저

온，저압의 운전조건， 2) 놓은 핵연료 표면 얼속， 3) 핵연료에서의 열천달 효율을 증가

시키기 위한 핀 부착. 이와 같은 하나로 열수력 특성에 적합한 열전탈상관식은 AECL과

공동으로 수행한 \(\IRR 핵연료봉에 대한 열수력 특성 설혐의[1 5 ， 16] 측정치를 이용하여

개발하였거나 적용법위 및 변수조건 풍을 고려하여 실험에서 구한 자료와 비교 검토후

적절한 상관식을 선정하였다.[1 7.18] 이렇게 선정 혹은 개발된 상관석들로

RE내P5/MOD2 의 기존 상관식들을 대체하였고， 표 4-1에 전해 비동곡선을 구성하는데 사

용한 열천달 상관식들을 요약 정리하였다.

하나로에서는 노심에서 발생되는 열을 효과적으로 제거하고， 동시에 설치 공간도

적게 차지하는 판형 열교환기를 일차냉각계통 및 반사체계통의 냉각기기로 선택하였

다. 이 판형 열교환기는 가압 경수형 발천소에서 일반적으로 사용하고 있는 u-튜브형

열교환기와 냉각재가 흐르는 유로의 형상 뿐만아니라 압력강하 빛 열전달 특성도 현저

하게 다르기 때문에 현재 RELAP5/M0D2 에 내장되어있는 통상적인 압력 및 열전달의 상

관식으로는 판형 열교환기의 열수력학척 거동을 적절하게 표현하기는 어렵다. 따라서，

14

판형 열교환기 제작자인 스웨덴의 알따라벨에서 제공하는 판형 열교환기의 압력손실 및

열전달 성능자료를 재생산할 수 있는 열교환기를 모델하기 위해 기존의 입력자료를 조

절하거나 제작자가 제공한 열전달 상관식을 사용하도록 코드를 변경하였다.

4.2 계통 모델

사고해석을 위해 하나로 계통을 분활화 (Nodal ization)한 개략적 계통도는 그림

4-1 과 같은 데 원자로심， 구성기기， 배관， 펌프 및 열교환기 둥이 포함되어있다. 분

활된 각 노드(Node)와 정션(Junction)에 대한 설명은 표 4-2 와 표 4-3과 같다. 사고

해석을 위한 전체 계통은 다음과 같이 모델하였다‘

가. 노심 빛 핵연료 모델

18 빛 36 핵연료봉 집합체를 장천하는 채낼과 조사 실험공들로 구성되어 있는 원자

로심은 18 및 36 핵연료 채널의 경우에 대해 각각 최대열출력 채널， 명균 열출력 채널

빛 모의 핵연료 집합체 장전 채널의 6 개와 노심 내부구조물 (특히. i nnershell ) 을 냉

각하기위해 그러드 플레이트(grid plate)에 뚫린 구멍을 통해 흐르는 gap flow 를 모의

하기위한 1 개 채널퉁 모두 7 개의 명행한 체적으로 분활 모델하였다. 각 채널의 핵연

료 다발들은 최대 출력을 내는 핵연료봉과 같은 특성을 갖도록 하나의 대표 핵연료봉으

로 모사되었고. 각 핵연료봉으 축방향 온도분포룰 알기위하여 핵연료가 들어있는 부분

의 O. 7m 를 8 퉁분하여 열전달 구조물(heat slab)로 각각 모델하였고， 각 열전달 구조

물은 반경방향으로 핵연료십 부분을 5퉁분， 피복재 부분을 2 퉁분하여 중심에서 피북채

표면까지의 온도분포를 알 수 있도룩 하였다. 피복재에는 핵연료 연소에 따른 Ox ide

Layer 의 성장을 고려하여 36 빛 18 핵연료봉에 대해 17 J1m 와 36 μm 두께의 Oxide

Layer 가 피복재를 부식한 것으로 가정하였다. 이때의 Oxide Layer 두께는 핵연료가

연소되는 동안 계속 노심내 최대 첨두 출력을 갖는다고 가정했을 때 핵연료에서 형성되

는 것이므로 보수척값이다.[l] 핀 (Fin)이 달린 핵연료는 사용 전산 코드가 2차원 모

텔을 할 수 없기 때문에 보수성을 고려하여 핀이 없다고 가정된 원형봉으로 모델하였

다. 정상상태시 반경방향 핵연료 온도 분포는 2D 계산 결과와 비교하면 보수척이라고

판단된다.

나. 일차냉각계통 모델

일차냉각계통의 배관은 RELAP5/KMRR 전산코드의 BR!\NCH , SINGVOL 및 PIPE 구성요

소를 사용하여 묘드의 사용안내서 핀고에 따라 척절하게 분활하였다. 유동이 합쳐지거

나 칼라지는 곳은 BRANCH로， 다른 부분은 필요에 따라 SINGVOL 과 PIPE 로 모델하였으

나 가능한한 냉각재가 통과하는 시간을 고려하여 각 노드의 길이를 결정하였다. 배관

은 그림 4-1 과 같이 천혜를 36개의 체적으로 분활하여 PIPE 또는 SNGLVOL 을 사용하여

모델하였으며， 각 배관 중간에 설치되는 밸브는 밸브 설계 특성에 맞게 코드의 적절한

VALVE 구성요소로 모델하였다. K/IlRR의 냉각재 유량은 열교환기 뒤에 셜치된 격리밸브로

조절할 수 있으므로 전체 냉각수 유량은 격리 밸브의 유동 저항 계수를 초절하여 초기

유량 조건 가정을 만축하도록 하였다. 원자로가 잠겨 있는 수조수는 크게 침니 윗부분

15

과 아래부분으로 구분하여 해석시 필요에 따라 세분하였다. 수조 표면위의 원자로 건물

대기는 noncondensible gas time dependent volume 으로 경저 조건으로 모델하였다. 배

관을 통해 빠져나가는 열은 냉각수 온도가 낮기때문에 무시하여 배관에는 따로 열전달

구조물 (heat slab)을 모델하지 않고 모두 열쿄환기를 통해 제거되는 것으로 가정하였

다.

다. 이차 냉각계통 모델

KMRR 에서는 일차냉각계통에서의 사고시 이차냉각계통의 변화가 퀘환되어 일차냉각

계통에 영향을 주는 일은 거의 없다. 또， 2차계통의 유량변화나 그외 다른 원인에 의한

냉각기능 상실외에는 일차계롱에 직접척인 영향을 주는 경우가 없으며， 이경우는 경계

조건에 의한 처리가 가능하다. 따라서， 2차냉각계통의 거동은 열교환기의 2차측으로

유입되는 냉각재의 예상 열수력 조건으로 변환하여 열교환기 2차측 입구에서의 경계조

건으로 모델하였다.

라. 열교환기 및 일차계통냉각펌프 모텔

앞에서 서술한 바와 같이 하나로는 판형 열교환기를 사용하는 데， 이것은 중앙에

명형판 모양의 열전달 구조물을 우고 양측에 일차 빛 이차측 냉각수가 흐르는 것으로

가정하여 12 개의 체척과 12 개의 열전달 구조물로 모델되어 제작자가 제공하는 열교환

기 특성이 잘 모사되도록 모델하였다. 표4-4 와 표4-5는 제작자가 제공한 압력손실 빛

열천탈 자료와 REL"P5/KMRR 모의계산 결과를 비교한 것이다. 저}착자 제공 자료논 운전

시 발생하는 foul ing 동에 의한 성능저하가 고려된 값이다. 표에서 보듯이 정상상태시

에는 압력손실과 열천달 오차가 각각 2%. 0. 2% 이내， 저유량 조건시에는 각각 6%, 1%

이내로써， 이 모텔은 압력손실 빛 열천달을 잘 모사한다. 모델 오차에 대해서는 정상상

태시는 매우 작으며， 저유량시는 자연대류에 의한 붕괴열 제거과정에 척용되므로 해석

결과에는 크체 영향을 주지 않는다.

일차계통냉각펌프는 Pl~1P 구성요소를 사용하여 모델하였으며， 펌프제작사가 채공한

4상한 펌프 특성곡선은 코드에 적용할 수 있도록 유랑 대 회천비， 토크대 회천비의 표

의 형태로 계산 빛 전환되어 사용되었다. [19J

마. 플랩 밸브 모델

플랩밸브는 수조측 압력이 배관내보다 0 에서 100 Pa 보다 크면 열리도록 설계되어

있으나[2이， 본 해석에서는 플랩밸브의 수조측 압력이 배관측 보다 100 Pa 클 때 열리

도록 보수적으로 모델하였다.

바. 배관 파손 모델 (Break Model)

배관 파손 모델은 일차냉각계통 배관에 가정된 따손 면척과 같은 면척을 갖는 가

상의 작은 배관을 연결하고 그 끝에 TRPVLV 를 설치하여 정상상태시는 닫혀 있다가 사

고 시작시 순간척으로 개방되도록 모사하였다.

16

표 4-1 RELAP5/KMRR 와 RE냐P5/M0D2 열전달 상관식 비교

Heat Transfer Mode R타AP5/에RR REl.AP5/MOD2

Single Laminar Nu =3.656 Nu =4.364PhaseLiquid Transition 3.656/Eq (1) 4.364/Dittus-BoelterForcedConvection Turbulent Eq (l)* Di ttus-Bol ter

Single Laminar Nu =3.656 Nu =4.364PhaseVapor Transition 3. 656/Dittus-Boel ter 4 ‘ 364/Dittus-BoelterForcedConvection Tu r-bulent Di ttus-Boelter Dittus-Bolter

어m Bergles &Rhosenow Bergles &Hhosenow

Subcooled Modified 다len

Nucleate Boiling wi th Eq(l) Mod i fi ed Cher、

OSV Saha &Zuber Saha &Zuber

SaturatedNucleate Boiling Chen Chen

Low Flow Modified Zμber Modi fied Zuber다-IF

High Flow Eq (2)* Biasi

Post CHF Transition Bjonard &Griffish Chen

H~at Rehetting Gro80eveld &Stewart 1300 - T

Transfer Fi 1m B바ro。얘mle양y-Pormeranz Bromley-Pormeranz

‘.p

Eq (l):,。

‘ur빼‘Avep”

8‘&

Rg

짧끼Jn

v-uL“

r。

””)뼈깨t

inp‘새

-

찌QU쉬뼈

-m,v‘--,r

g。

nF

’/FIP석때야

’t리

1

개’-히

‘

1

빼Aue

쐐3‘F

」낌1li

gU

’l

-r바

q)q/]

(ni‘

CL

17

표 4-2 사고해석을 위해 분활된 노드(Node) 설명

Vo l. No. Vol. Name Component System Description

101 OlITLTl PIPE Reactor Outlet Pipe inside Pool102 OlITLT2 PIPE ..103 HOTLGl PIPE Reactor Outlet Pipe Outside Pool104 HOTLG2 PIPE ”

105 HOTLGll BR안↓CH ”

106 HOTLG22 BR3..'iCH ..107 INTERP PIPE Interconnection Pipe108 PSUCfl Si\GLVOL Reactor Outlet Pipe outside Pool109 PSUCf2 sκGLVOL ”

110 1NPUlvIPI PIPE Pump Suction Side PipeIII INP lJIvIP2 PIPE

..112 PDIsel PIPE Pump Discharge Side pipe113 PDISC2 PIPE ..114 HXl PIPE Heat Exchanger I115 HX2 r::'E Heat Exchang~r 2116 OlITHXl S;-"GLVOL HX Outlet Side Pipe117 OlITHX2 Si\GLVOL ”

118 OlITCKl Si\GLVOL ..119 OlITCK2 SI\GLVOL ”

120 OlITISI Si\GLVOL n

121 OlITIS2 Si\GLVOL n

In INCOLl Sl\GLVOL ”

123 INCOL2 Si\GLVOL ”

124 TEE Bit잉;CH ?Ipe which T~7C 14" pipe meet125 당‘COLD BPc핀:CH Reactor Inlet Pipe outside Pool126 COLDLGI ?IPE

..

127 COLDLG2 PIPE ”

128 HINLT Si\GL \o‘ OL Reactor inlet Pl De inside P。이

.i 2~ ;에INLT SI、GLVGL..

130 LINLT1 sκGLVOL ”

131 UNLT2 BR3..'、’CH..

132133 LOPSI Si\GlVOL Lower Plenum Plate134 LOPE2 BR-\:\CH Lower Pl t:mum Ar‘ ea Just below Grid135 ENCORI S~Gl\-O i...

136 lNCORl PIPE ~ 36-element Hot Channel137 EXCORl S~GL'‘ OL

138 ENCOR2 S1\GL\OL] 3€-eleme때1~9 INCOR2 PIPE

140 EXCLJR2 Si\GL\OL

iH

표 4-2 사고해석을 위해 분활된 노드(Node) 설명 (계속)

Vol. No. Vo l. Name Component System DescrIption

141 ENCOR3 SNGLVOL] 36-element Dum빼142 INCOR3 SNGLVOL

143 EXCOR3 SNGLVOL144 타JCOR4 SNGLVOL

~ 18-element Hot Cha145 INCOR4 PIPE146 EXCOR4 SNGLVOL147 타JCORS SNGLVOL

~ 18-element Average Channel148 INCORS PIPE149 EXCOR5 SNGLVOL150 ENCOR6 SNGLVOL

] 18-ele뾰nt 빼y Fuel Sites151 INCOR6 SNGLVOL152 EXCOR6 SNGLVOL153 LCHIM BRANCH Lower Part of Chimney154 MCHIM SNGLVOL Middle Part of Chimney155 HCHJM SNGLVOL llpper part of Chimney156 UNPOLl SNGLVOL Lower Part of P。이 under Chimney157 UNPOL2 SNGLVOL ..158 MINPOLl SNGLVOL Middle Part of Pool under Chimney159 사INPOL2 SNGLVOL ”

160 HINPOOL SNGLVOL Upppr Part of Pool under Chimney161 POOLI PIPE Pool over αlimney

162 POOL2 SNGLVOL Pool over Ch imney163 POOL3 SNGLVOL Pool over Ch imney164 FLAP} S~GLVOL Pipe attached to Flap Valve165 FLAP2 SNGLVOL ”

166 A뀌.\1 11-\DPVOL Atmosphere167 BRKPIP1- SNGLVOL Small pi pe assumed for creak m< ,del168 Aη12 TMDPVCJL Atmosphere139 FLAP3 SI\lGLVOL Pipe attached to Flap valve170171 PIJ1I.1Pl P내IP Primary C。이 ing Pump I172 Pli~fP2 P매IP Primary Cooling Pump 2173174175 E\VSP S:--iGLVOL Emergency Water InjectIOn P:pe176 EWSS SNGLVOL ..177178179ldO

19

표 4-2 사고해석을 위해 분활된 노드(!'Jade) 설명 (계속)

VoL No Vo l. Name Component System Description

181 SECHX1 PIPE Heat Exchanger Secondary Side 1182 SECHX2 PIPE Heat Exchanger Secondary Side 2183 SECIN1 TMDPVOL Secondary Cooling Water Inlet 1184 SECIN2 TMDPVOL ” 2185 SECOlJfl TMDPVOL Secondary Cooling Water Outlet 1186 SECOlJf2 ’fMDPVOL ” 2187188189190 BYPAS1 SNGLVOL 앙pass Pipe191 BYPAS2 PIPE ”

19219319419519619719819q

301 SHLGAP1 SNGLVOL Gap between Flow Tubes and Inner302 m표GAP2 SNGLVOL303 SHLGAP3 SNGLVOL304305

.

20

표 4-3 분활된 노드를 연결하는 격션 (Junct ion) 설명

Jun. No. Jun. Name Component from volume to volume

201 CHMOlJ'T l SNGLJlN 153 101202 C뻐IOUf2 SλGLJ LiN 153 102203 OlfTLTJl SNGLJUN 101 103204 OlfTLTJ2 SNGLJUN 102 104205 PSUCTJ1 SNGLJUN 108 110206 PSUCTJ2 SNGLJlN 109 III207208209210211 POISCJ1 S~GLJUN 112 114212 POISCJ2 SNGLJ l.jN 113 115213 HXJl SNGLJLiN 114 116214 HXJ2 SNGLJUN 115 117215 HXO<I VALVE 116 118216 HXα2 VALVE 117 119217 ISVl VALVE 118 120218 ISV2 VALVE 119 121219 OUTISJl S;\GLJr~‘ 120 122220 OUTISJ2 SNGLJl~ 121 123221 INCOLJl SNGLJUκ 122 124222 INCOLJ2 SNGLJUN 123 124223 타JCOLOJ VALVE 125 126224 COLLGJl S~GLJUN 126 127225 COLLGJ2 VALVE 127 128226 HINLTJ SNGLJLiN 128 129227 MINLTJ SNGLJUN 129 130228 LINLTJ1 SNGLJUN 130 131229 LINLTJ2 SNGLJLI,\ 131 133230 BTCVl VALVE 190 19‘ l231 BYPASSJ SNGLJI \ 191 156232 FLAPl VALVE 165 l. 64233 FLAPINl SNGLJUN 157 165234235 LOPEJUN Sl\GLVOL 133 136236 ENCORIJ S~GLJUN 135 1362:>7 INCOR lJ S\;GLJUN 136 137238239240 ENCOR2J Si\GLJ lIN 138 139241 INCOR2J ~:\GLh)L 139 14024?

찌μ니→244 J ENCOR3J S\GLJLκ 141 142245 I (NCOR3J

_1S\GLJL\ 1'12 143

L--- -

21

표 4-3 분활된 노드를 연결하는 정션 (Junct I on) 설영

Jun , No. Jun. Na뾰 r、0매。뻐 ‘L from voiume to volume

246247248 ENCOR4J SNGLJUN 144 145249 INCOR4J SNGLJUN 145 146250251252 ENCOR5J SNGLJUN 147 148253 INCOR5J SNGLJUN 148 149254255256 ENCOR6J SNGLJUN 150 151257 INCOR6J SNGLJUN 151 152258259 LCHllvlJ SNGLJUN 153 154260 MCHIMJ SNGLJUN 154 155261 HCHIlvlJ SNGLJUN 155 161262 LINPOLJl SNGLJL'N 156 157263 Ll NPOL''2 SNGLJUN 157 158264 MINPOLJI SNGLJUN 158 159265 MINPOLJ2 SNGLJUN 159 160266 HINPOLJ SNGLJUN 160 155267 paOLINI SNGLJUN 160 161268 POOLINZ SNGL‘HJN 161 162269 POOLIN3 &\lGLJUN 162 163270 POOLOl r[ 양JGLJUN J63 166271 SINl 11>lDPJ씨 183 181272 SIN2 1MDFJ미에 18~ 182273 SOlJTl SNGLJUN 181 185274 SOlJT2 SNGLJ매 182 :i. 86275 FLAP2 VALVE276 FLAPIN2 S~:GUUN

277278 EWSSJl VALVE 175 127279 EWSSJ2 SNGLJ아l 176 175280281 SHUNl SSGLJLJN 301 302282 SHLJN2 S\GLJLr.-J 302 303283284285286l …………

BRKl \ -\LrE 167 1GbBRKJLINl S:-.GLJU\l 126 167

289;:90

----l _______ 」」

22

표 4-4 유량에 따른 압력강하의 설계값과 모델값의 비교

DiTA FLOW PRESSURE DROP(Pa)POINT (KG/S)

DESIGN띤D SIMULATED

3.0 24.0 29.02 5.0 50.0 53.03 7.0 78.0 79.04 9.0 108.0 112.05 10.0 126.0 129.06 11. 0 149.0 145.07 13.0 196.0 184.08 15. 。 247.0 232.09 390.0 84400.0 86051.0

10 420.0 99360.0 99552.0

표 4-5 유통 조건에 따른 열전달량의 설계값과 모델값의 비교

D4TA FLOW TEMPERATlIRE('C ) HE4T TRANSFER RATE(KW)POINT (KG/S)

Tin Tout DESIGNED SIMULATED

1 *1. 390 44.2 35.0 14000 13980**2. 420 32.0 40.0

2 9 43.6 34.5 420.0 423.42. 15 32.0 38. 7

3 7 43.6 32.4 327.0 327.92. 10 32.0 39.8

4 1. 5 43.6 32.4 234.0 244.12. 10 32.0 37.6

* 1 : Primary Cooling System** 2 : Secondary Cooling System

23

응 I I=ju')。J

힘넓

•N{

00c、i

람]I ....

l

C‘~-l

。。

않 H F〈。1 N<P .... ~、-、:、‘I、〉、‘i、、、、、、‘‘。-예 ....

~τlO

|펀 IT、:깅、、1그륜 | 임·‘융~

‘~스스‘、、、s...-<'):;J)

」i I -c'xc-- -~-_.._--------,

24

버때패

때-R{이’i~

iEi

융-아빼강풍뎌{〈

~‘

‘ T

꾀n

rl

5. 초기조건 및 주요 입력자료

5.1 초기 조건

사고해석을 위한 초기조건인 원자로 정격출력 조건은 설계값과는 다르게 사고 과

도에 영향을 미치는 모든 주요 연수를 가장 나쁜 방향으로 설정한다. KMRR 에서 사고

사 과도상태에 영향을 줄 수 있는 변수로는 냉각재 유랑. 냉각수 빛 수조수 온도. 수

조수위， 그리고 원자로 노심출력이다. 사고해석을 위한 KMhR 원자로 초기 조건은 설

계조건. 운전범위 빛 계측기의 측정 불확실도를 [21 ， 22] 고려하여 결정한다.

가. 냉각재 유량

KMRR 은 정격출력시 냉각재 펌프의 회전 숙도가 일정한 것을 사용하므로 시운전시

또는 정격 출력 운전천에 확인된 냉각재 유량은 출력운천을 시작하여도 일차냉각계통

또는 펌프에 이상이 없는 한 유량 변화는 없다. 따라서， 사고해석시 사용하는 일차냉

각계롱의 유량은 계흡기의 측정 불확실도를 고려하여 유량이 작은 방향이 보수적이므

로 노심유량은 설계유량 703 kg/s 에서 18.2 kg/s 의 불확실도를 고려하여 684.8

kg/s 을 초기조건으로 사용한다.

나. 냉각재 및 수조수 옴도

일차냉각수 온도는 이차냉각수 온도와 연통되어 있고 따로 일차냉각수 온도를 제

어하지는 않는다. 따라서， 계결에 따라 일차냉각수 온도는 이차냉각수 온도에 따라

변화하는 데 최대 35°C 이하로 유지된다. 그러므로， 사고해석에서는 35°C 에서 계측기

의 불확실도 0.83°C를 고려한 온도가 열수력 측면에서 가장 보수적이므로 35.85°C 를

일차계통냉각수 및 수조수 온도로 가정한다.

다. 수조 수위

정상상태시 수조수의 갚이는 12.2m (눔이; 84. 50 m) 로 유지되고 수조표면에서의

증발 또는 계롱에서의 누출로 인해 수조 수위가 저수위(높이 :84.45m) 까지 저하되면

수초수 보충계롱으로부퍼 탈엽수가 수조에 공룹되어 고수위 (높이: 8S.5Sm) 에 도달하

면 자동으로 정지되도콕 셜계되어 있다. [6] 파라서， 수조수의 갚이는 저 수위에서 계

측기의 불확실도. O.05m，를 고려한 12.IOm 가 사고해석에 보수척이므로 초기조건으로

사용된다.

랴. 노심 출력

KMRR 은 최대 100 %F. P. 에서 운전하도록 설계된다. 즉. 노심출력이 0.1 % F. P.

나l 상에서는 원자로가 자동으로 운전되고 최대 100--, 출력 이하로 항상 유지되도록 설계

되있다. [9] 만약. 운전자가 원자로 출력을 더 이상 높이고자 하여도 원자로 출력은

100% F. P. 보다 클 수 없다. 따타서. 사고해석에서는 최대 정상출력 100% F. P. 에서

열출력 측정오차 3.21%를 보수직으로 고려하여 105 차. P. 를 초기 노심 열출력으보 사

용한다

2S

5.2 주요 입력자료 i

가. 기하학적 자료

일차냉각계통의 배관과 열교환기， 밸브둥 부품들의 기하학적 및 수력적 자료는 관

련도연 및 기술문서틀로 부터 구해졌으며， 일차계롱 냉각재 유량을 초기조건 가정에 맞

추기위해 격리밸브의 형상손실계수를 초절하였다. 자세한 압력 자료는 Appendix A 에

서 볼 수 있다.

나. 출력 분포 및 채널 출력

노물리 계산에 의하면 KMRR 의 초기노섬에서 평형노심에 도달하기까지 계산의 불

확실성을 포함하여 18 및 36-봉 핵연료채낼의 최대 출력첩두요소 {Total .Peaking

Factor} 는 2.838 과 2.815 이다. [23] 따라서， 사고해석에서는 보수척으로 18 빛 35

봉 핵연료집합체의 출력첩두요소를 모두 2.85 로 가정하였다 18 및 36-봉 핵연료채벌

에서 축방향 출력분포는 제어봉 삽입 정도에 따라 다른대， 축방향 출력첩두요소가 작으

며 상향 방향으로 치우친 출력분포가 채널 옐출력을 크게하고 핵연료 최고 온도를 크

게하므로 열수력 측면에서 보수척이다. 따라서， 핵연료 장전 천주기동안 18 및 36-핵

연료 채널에 대해 훌박향 출력첩두요소가 가창 작으며 상향 방향으로 치우친 출력분포

를 사고해석 초기조건으로 사용한다. 이 때 사용된 축방향 출력첨두요소는 18 빛 36

봉 핵연료 채널에 대해 1. 156 과 1. 319 이다. 이들을 사용하여 각 최대 열출력채널 출

력을 구힐 때 핵연료 집합체의 반경방향 출력 분포는 균일하게 즉. 가장 높은 열속을

가진 핵연료봉과 출력이 모두 같다고 가정하였다 18-봉 핵연료 채널은 제어봉이 위

치한 채널. 정지봉이 위치한 채낼. 외부 노심에 위치한 채널로 구분되는 데， 사고해석

에서는 오수성 측면에서 축방항 첩두요소는 작으나 1!! 낼 출력 ':>1 다른 위치보다 훨씬 작

은 외부노심 채낼의 출력 분포를 사용한다 18 빚 36-봉 핵연료 채널에 대해

뾰뻐P5/KMRR 입력 자료로 사용되는 축방향의 상대적인 출력분포는 그럼 .5-1 과 그

럽‘ 5-2 에서 볼 수 있다. 노심출력의 입력은 전산코드에 사용되는 핵연료 모텔에 적합

하게 그럽과 같.~ chopped cos 1 끼e curvε 헝태로 사용되었다. 이렇게 가정된 줄력첩두

요소와 축방양 출력분포의 조합은 lJ.iRR 에서 가정할 수 있는· 가정 최악의 조건으로 판

단된다.

다. 운전 정지후 출력 변화

에RR 원자로는 정지봉이 노심에 삽입되는 방법에 따라 정지봉 삽입 속도가 다르

고， 이에 따라 원자로 정서시의 노심 출력 변화는 다른 거동을 보인다. 정지봉응 원자

로 보호계통 신호에 따라 솔레노이드 밸브가 열려서 삽입되거나. 정지봉을 지탱하는 수

력척 힘을 제공하는 SOR 펌프가 기능을 상실하연 자유낙하에 의해 노섣 ell 삽입된다 따

라서. 시고해석에 사용하는 원샤로 정지후 출럭 변화도 각 사고에 따라 구분하여 ‘}용

되는 데. SOR 핍프 기능상실에 의한 원자로 정지 경우와 RPS 트럽 신호에 따른 원자로

첫지의 격우에 대한 상다l 적 출력떤화논 그얻 5·3 가 갇다 관자호 출력은 중성자 출력

26

과 핵분열 풍과열의 합으로 계산되었다 [24]

라. 핵분열 붕꾀열

원자로 정지 후 핵분열 붕괴열은 해석의 보수성을 위해 무한(infi'nite) 운전시간

에 대한 1973년 표준 ANS 붕괴열의 1. 2배한 값을 사용한다. 사용된 표준 ANS 값은 그럼

5-4 에서 보듯이 K째R의 최적 용괴열 계산값보다 15% - 20% 정도 크다.

마. 일차 냉각계통 펌프 특성

일차냉각계통 멈프의 특성곡선은 제작사가 성능 시험푸 제공한 자료[25] 를

RELAP5/ 1&뻐R 에 척용할 수 있도록 수두대 회전비， 토크대 회천비의 표의 형태로 전환하

여 사용하였다. 사용된 펌프의 호모로그스( homo Iogous ) 수두 및 토크는 그럼 5-5 와

그림 5-6 과 같다. 그외 힘표의 주요한 입력은 아래와 같다.

- 펌프체적 = 0 , 125 띠3

- 유량롱과면적 =0 0903 m2

- 정격 펌프유량 = 1840 m3/hr

-정격출력수두::: 40 0 m

- 정격출력토코 = 1870 0 N-m

- 정격출력회전숙도 =122.522 rad/sec (1170 rpm)

- 펌프 관성 = 156.89 vgm2 (flywheel 빛 motor 관성 포함)

바. 운전 정지변수와 정지 지연시간

예상 운전 과도상태 및 사고상태시 원자로 운전정지계롱은 일차냉각계통내의 특정

지역에서 여러가지 정지변수[26]를 지속적으로 감지하고， 정지변수값이 운전정지 설정

치에 도달하면 원자로 운전 정지신호를 보낸다. 또， 전술한 바와같이 수초수가 일정

이상 유출되면 자동으로 정지봉이 자유악하하여 원자로가 정지되도록 설계되어 있다.

본 사고해석에 사용된 열수력 정지변수， 운전정지 설정치 빛 운전정지 지연시간을 표

5-1 에 요석 정리하였다. 해석에 사풍왼 운전정지 설정치는 해석의 보수성율 위해 공칭

값에서 계측기 및 구성기기의 ~rift. 보정오차 둥을 고려하였다. 운천정지 지연시간은

정지변수 측정위치에서 변수값이 설정치에 도달하여 운전정지산호를 낸 후 신호전탈과

정이 고려되어 실제로 노심출력이 줄어틀기 시작할 때까지의 지연시간을 뭇한다. 본 해

석에 사용된 운전 정지 지연 시간은 계측기기 반응 시간 및 불확실성 동을 포함하여 유

량과 압력에 대해 표 5-2 와 같이 고려되였다.

27

표 5-1 원자로 정지연수 및 운전정지 지연시간

E 럽 설정치

운전 정지 변수 지연 시간공칭 값 사고해석 값 ( 초 )

- 저 압력 265kPa(Pw> 55%FP) 252 kPa 0.54215kPa(Pw< 5앙6FP) 202kPa

- 저 유량 60"~얀깨w< 55%FP) 55. 5% FF 0.5470"~FF(Pw> 55%FP) 65. 5% FF

- 고유량 110 % IT 114. 5% FF 0.54

- 고 냉각수 온도 49'C 50.2 ’ c 31. 20

- 수조 저수위 0.5 m 0.55 m 0.62

표 5-2 원자로 정지 지연 시간의 구성

정지봉 작동시간 구성요소 시간

계측기 반웅시간 0.2 초

정지신호 비교계기 반웅시간 0‘ 07 초

렬레이 반웅시간 0.03 초

정지산호 발생기 반웅시간 0.075 초

정지봉 초기 구동 지연시간 0.11 초

총 정지지연 시간 0.485 초

사고해석시 불확실성 0.05G 초

사고해석 가정값 0.540 초

7.8

r、 0.6g

섭」【。j}J•

。띠

Accident AnalysisT/H Design

~‘(]J 0 .4며』예

섭석。f{}

φ

υ

섭

뀐 0.2m

.，.녁

Q-_.

2.0

Pewer1.0

Relative

0.0

0.0

축방향 상대적 출력분포3(j-봉 책연료 채념

2:l

그링 5-1

기

……i…………

...,-----…

-------(

-.,‘.,“

..-.. 0.6g

김{。]

j•。며

Ac.cident Analys~sTjH Design

......Q) 0.4;:1

c:t..

〔디。,{

}

「카~ 0

P c, wt'l'

:현1.0

Rt' lativE'

UQ섭

휠 0.2JJ

....에

‘그

\--r0.0

출력분포축방향 상대적18-용 핵연료 애널

J,)

그럼 5-2

。aa。{

。。。}‘ ‘

r'

>".cτ

다,..J

~

0::--'

ζl.，~gi닝~ oD--.J • __

ιν?

{뼈휩

밤빼쟁퍼

FZ니영바(KF

[lm

맴·디

。a}

(·]

ωm)

[r·<

「{‘

}{。m

때{k

ψ

mν섭ii

r{」

←녁

{.J

E•F|

「

LE-

/./

.---/'

------------pi----- ------------ --------- --.",,/ .--_ .. ,,-- ••• -- •• ‘- ---~ ----

석。a

S.「니)

"Jζ〉

d L\. ll딩 18}J.I rl fI,\. 0 d

3J

ε〉

-‘

r〔그

• ii적;ii7뜸=’

i뀔蠻議鐵f편贊 찌 t‘ tit다버쾌첼#鎭헐±펴칩鎭룹파한-i첼i*i헬훨곽購끓섭펴밟펴龜벌뜬는S

훈 TTTTT"lπ뉴πr페-D←~rri' i Ii II'i.

-!--••-•.--•

0 01

:iZ

더

-끄뺏{머·꽤뚱릎

에8-이숭비띠Z엉}웅약웬{더매

mZ

<

*lω때미

피τ

(띠그。m。i。g。￡)애미때머뻐며때

。...어

a::

"。i

'"‘)

, '"c1 , c1

\I

>

。;m∞건@@gm

)--’”。

z

~ ._-----------‘-。. :> 。

- ..- ∞- ‘. "") 。

OJ

> : 。 급..:, .:.- 。) •

)

, '"•- ‘ •-

l ‘~

C그 ,‘>

’。

」。

ν’’잉

터〈

u\-+{이【혹비때

뼈슛·RNF{κ

잊

rl띠

맴미

l

a}{

。i

gm야

건m@}{

)

,..”Fi

Ia。

(0•)@Z

톨。--ι

)‘,l

”>

atZ

。--며I

!〕@@αm)’’’”g

z

i

a ' ;>

c::>。

Z

~ι:

\

’.c I'~"'lo

’ -

-。

ιQ

L,‘ζ

수 > \:::: c::

닫 ~ \•__ .~ M~ • 넌 .._. J.

3:l

-。

。一g

띠a

--。-ι)‘,l

”>

。

。

“m0:

"@윤

m)

, ~

Z , Z

"g

。

쩌0::

@그。

<..。

•)

•. , •II

~

cs • .>

> 。

。

Q :":>

피

τ

(이그。m으。E。￡)에다뻐머.뻐.띠뻐

;lT

o‘ J

l

i--‘‘--

iy.

。|

ph

。,

o

∞.。l

L。

’‘<::> , 。

;。

g.t<

u\-<\-

(이NR

비핸

뻐-π*N『」{κ밍

‘。lD

교n

rl

、\I

=-

。-g

며∞

{〕여mZ)

1

7\

\ !\ c:: I

f i__________~. _o

。‘여0:

g。

i

l.L.)

’ ia·a

II

>

=z

。.‘@t

1@@a

m)···”g

z

、.‘

W}

ir‘}{

‘ ,。， "

‘。:> • cs

coζ1

‘。o

∞

ε’

p.εl

oi

2~

.c ,‘""

‘。‘“.c i t:!

6. 정상 상태 해석

각 사고해석의 초기조건으로 사용하기 위해 정격 출력 조건인 초기 정상상태를 계

산하였다. 사고해석을 위한 원자로 초기조건은 정격출력 조건에 정상 상태시 발생힐

수 있는 최대 오차를 사고시 계통 거동에 나쁜 방향으로 고려하여 5. I 철에 기술된 것

과 같이 결정되었다. 정상상태 모의에 사용된 기하학적 빛 수력적 자료 (geometry

and hydraulic d2ta)동 상세한 입력자료는 첨부된 Appendix A 와 같다.

6. I 해석 조건 및 가정사항

KMRR은 정격출력시 핵연료에서 27.5 째th ， 냉각수 및 노심 내부구조물에서 1. 0

MWth. 두 대의 펌프에서 0.5 때th 의 열이 생성된다. 생성된 열은 일차냉각계롱에 설

치된 두 대의 판형 열교환기를 통해 제거된다. 사고해석에서는 원자로 산천 설계

원칙에 따라 계산의 보수성을 위해 일차냉각계롱 열교환기에서 제거되는 29.0 째th 의

열이 모두 노심에서 생성된다고 가정하고， 여기에 출력 측정시 수반되는 허용계기오차

를 보수척으로 5% 를 고려하여 29.0 MWth 의 105% 인 30.45 MWth 를 초기 노심출력

으로 가정한다. 이렇게 하면 핵연료애서는 실제로는 110.73 % 의 출력을 가정한 셈이

다. 그리모 초기조건의 보수성을 위해 냉각수 옹도， 수조수위， 유량 동의 불확실성

이 고려되었다. 이틀 값틀과 열수력 설계에서 COBRA - IVIKMRR 을[27] 이용한 부수로

계산시 사용된 값틀을 표 6-1 에 비교하였다. 부수로 계산시 고려된 불확실 인자 및

불확실도는 참고문헌 22 에 상세히 기술되어 있다. 그외， 뻐.AP51뻐RR 계산시 고려

된 주요 모델 빛 가정사항을 요약하면 아래와 같다.

(a) 최대 열출력 채널의 핵연료용은 연소도에 따은 맹상효과(swelli명)를 고려하였

다. 이는 핵연료봉 반지름의 증가로 냉각재 유로연척율 줄이기 때문에 보수척

이다.

(b) 핵연료집합체의 반경방향 열속분포는 균일한 분포를 가정하였다. 즉， 핵연료집합

쳐l내의 모든 EF륜이 가장 높은 열속을 가진 것과 출력이 같다고 사정하역 채널의

핵연료봉을 fE델하였다.

(c) 표나P5/K뻐R의 열전털 모델은 반경방향으로 1차원 계산만 할 수 있기 때문에

핀을 가진 KMRR 핵연료봉을 모델하는 것은 불가능하다. 따라서. 핀에 의한

열전달 현상을 무사하여 핀어 없는 원형봉으로 모델하였다.

(d) 핵연료 연소에 따른 Oxide Layer 의 성장을 고려하여 36 빚 18 핵연료용에

대해 피북재가 17 /lID 와 36 쐐 두께의 Oxide Layer 에 의해 부식된 것으로

가정하였다. [2]

(e) 핵연료와 피복재 물성치의 불확실성을 사고 해석에 보수걱안 망향으로 고려

하였다. [28]

(f~ 냉각재 우회배관의 유량은 노싣 유량 측정 오차와 같은 불확실도를 가정하여

열차 계통 천쳐l 유량을 결천하였다

거5

(g) 이차냉각계통 거동이 일차계롱에 미치는 영향이 적음을 고려하여 계산의 면의

성을 위해 열교환기 이차측의 입구 경계조건을 사용하여 이차냉각계통을 간단

히 모델하였다

(h) 반사체계롱은 별도의 펌프 및 열교환기를 갖고 있어 일차계통에 미치는 영향이 작

으며， 일차계통 사고시 미미하지만 보수척인 방향으로 작용하지 않으므로 따로

모댈하지 않았다.

(i) 냉각재 온도가 아주 낮기 때문에 수조， 배관 및 기타 구성기기를 통한 대기로

의 열손실은 없는 것으로 간주하였다.

(j) 핵연료 다발에 부착되는 Spacer 에 의한 압력 강하는 모두 그러드 플레이트

(grid plate) 에서 일어나는 것으로 가정하였다.

6.2 결과 및 논의

전술한 해석조건과 가정을 사용하여 빠.AP5/뻐R어l 의해 Steady state option

(안DY-ST) 으로 계산된 사고해석 초기조건시 얼차냉각계롱의 냉각재 옴도. 유속 및 압

력 분포는 표.6-2 에 주어져 있다. 설계조건과 사고해석 초기초건시 원자로 냉각수

유로률 따라 계통 각 부분에서의 압력 변화는 그럽.6-1 에서 비교되었다. 설계 조건과

사고 초기조건의 유량이 다르므로 압력분포가 차어가 있지만 해석 결과에 영향을 주지

는 않을 것으로 판단된다. R표AP5/KMRR에 의해 계산된 사고해석 초기조건의 보수성을

명가하기 위해 사고해석 초기조건 결정시 고려한 연수률이 설계조건일 경우 부수로 코

드에 의해 계산된 축방향 온도 분포와 CHF’R 값이 비교되었다 36 빛 18-봉 핵연료

최대열출력 채널에서 표나P5/KMRR 로 계산된 축방향의 핵연료 온도변화는 같은 위치에

서의 냉각수 온도와 함께 그림 6-2 와 6-3 에 나타나 있으며， 축방향 CHFR 의 변화는

그림 6-4 과 그립 6-5 에서 볼 수 있다. 같은 결과의 최대. 최소값이 표 6-3 에 기술

되어 있다. 따라서， 사고해석 초기조건이 채낼내 같은 위치에서 열수력 설계에 의한

결과보다 핵연료 온도는 눔게. αIFR 은 낮게 계산하므로 보수척임을 알 수 있다.

6.3 결 론

R표AP5/KMRR 를 사용하여 사고시. 과도해석의 초기조건으로 사용되는 초기 정상상

태를 계산하였디. 초기조건으로 중요하게 생각되는 노심 출력 빛 출력분포， 냉각수

노심 입.출구 온도. 수조 수위， 빚 냉각수 유랑은 모두 설계 조건에서 계측기의 불확

실도를 사고 해석에 불리한 방향으로 고려한 조건보다 보수적으로 설정되어 있다. 계

산판 결과는 시고해석의 주요 변수들인 핵연료 온도와 최소 CHFR 을 열수력 설계 조건

보다 보수적￡로 거l산하고 있으므로 사고해석의 초기조건으로 사용힐 수 있다.

ι씨

표 6-1 RELAP5/KMRR 과 COBRA 부수로 계산의 주요 입력 변수 비교

COBRA (열수력 설계) RELAP5/KMRR (사고 해석 )

l8-element 36-element l8-element 36-element

채널 출력 (kW) 827 2042 1443.68 2531. 50

Total PeakingFactor 2.574* 2.549* 2.85** 2.85**

축방향 그림 5-1 그림 5-2 그럽 5-1 그럽 5-2출력분포 (Fz= 1. 646) (Fz=l. 3l8S) (Fz=1. IS6) (Fz=1. 3I8S)

입구유량(kg/s) 11.95 18.65 12.06 18.62

입구 온도 (’ C) 35.0 35.0 36.0 36.0

출구 압력(kPa) 200.0 200• O 195.8 195.8

* 노불리 계산의 불확실도를 고려하지 않은 값

**노물리 계산의 불확실도를 고려한 값

37

표 6-2 REL.W5/ 1(t.1RR 로 계산된 일차냉각계롱의 사고해석 초기조건

Volume Temperature( ‘’C) Velocity(m/s) Pressure(MPa) Remark.

LOPEl 35 0.22 0.396 Rx lower PlenumLOPE2 35 1. 52 0.392

ENCORl 35 4.15 0.303INCORl 39 7.17 0.267INCORl 44 7.23 0.239 36-ele. hot channelweORl 53 7.27 0.203EXCORl 55 4.14 0.196

E애COR2 35 4.27 0.298INCOR2 38 7.08 0.263INCOR2 41 7.10 0.229 36-ele. avg channelINCOR2 46 7.11 0.204EXCOR2 48 4.22 0.195

E•COR4 35 4. 76 0.285INCOR4 40 7.19 0.254INCOR4 44 7.24 0.223 18-ele. hot channelINCOR4 54 7.28 0.201EXCOR4 56 4.68 0.195

ENCOR5 35 4.85 0.281INCOR5 33 709 0.251INCOR5 40 7.11 0.222 18-ele. avg channelINCOR5 44 7.12 0.201EXCOR5 47 4‘ 73 0.195

OUfLT1 45 4.39 0.159HOTLGl 45 4.39 0.146INfERP 45 0.08 0.153PSUCTl 45 4.31 0.140INPUMPl 45 4.31 0.130 Rx outlet line #1POISCl 45 4.31 0.566HXl 10 0.90 0.497OlJTHXl 35 4.29 0.455OUfCKl 35 4.29 O.4i9OUfISl 35 4.29 0.414INCOLl 35 4.29 0.426

OUfLT2 45 4.24 0.160HafLG2 45 4.24 0.146P앉JCT2 45 4.32 0.140INPUMP? 45 4.32 0.130 Hx outlet line #2PDISC2 45 4.32 0.567HX2 40 0.90 0.498OUfHX2 35 4 30 0.456Ouf다<2 35 4.30 0.449OUf rS2 35 4.30 0.414INCOLl 35 4 30 0.426

38

표 6-2 R타AP51뻐RR 로 계산된 일차냉각계롱의 사고해석 초기조건 (계속)

Volume Tempera ture( °C) Velocity(m/s) Pressure(MPa) Remark

타JCOLD 35 6.49 0.395COLDLGl 35 5.85 0.374COLDLr.2 35 5.85 0.3€5 Common return lIneHINLT 35 5.85 0.371 (Rx inlet line)MINLT 35 5.85 0.397LlNLT1 35 5.85 0.391LlNLT2 35 5.85 0.397

BVPASl 35 4.06 0.382 Bypass 1ineBVPAS2 35 4.06 0.192

LlNPOOLl 35 0.008 0.212LlNPOOL2 35 0.008 0.204MINPOOLI 35 0.006 0.196MINPOOL2 35 0.006 0.184HINPOOL 35 0.006 0.171 POOLPOOLI 35 0.000 0.146POOL2 35 0.000 0.106POOL3 .>0 O. 아)0 0.103

H다-lI M 35 0.19 0 ‘ 171MCHIM 35 O. 19 0.185 ChimneyL다-lI M 35 1. 77 0.196

SHLGAPl 35.9 1. 26 0.210SHLGAP2 35.9 1. 26 0.206 Gap between flow tubeSHLGAP3 35.9 1. 26 0.202 and innershe 11

39

표 6-3 RELAP5/KJ\1RR 과 COBR-\ 부수로 계산에 의한 열수력 변수 비교

COBRA REL\P5/KJ\lRR

18-element 36-element 18-element 36-element

핵연료 최대

중심온도 (’ C) 307.* 278.* 324.0* 295. 7*

핵연료 최대

표면온도 ( 'C) 125. h* 122.7** 141. 3* 141. 9*

최소 CHFR 3.424 3.908 3.146 2.994

'* Ox ide Layer 에 의한 옴도 상숭 영향이 고려된 값

**Oxide Layer 에 의한 온도 상승 영향이 고려되지 않음

tiC

버

꽤

암양

짜·빼-τ←N혐{κ맹

삐{닝빼，때.야기γ←N역」

i,P

파미

딩

[iji

MW

디mν니

。.。∞

。.。。{仁

←LLFLI

…

φ낌

U간】껴μ〈￠

t노/‘

-…

…

…

，짧나

…

r

…

…///ι

…

。.。∞

「띠다〔{서끽〔{υ

>

mm피[{

>-F

。{r{

。.。*

a.。N

t--(l

U

다7{

]

φ{」}

3

。

γ‘Cζ

。.ε

。.{) --.,<:).lttS‘~ : ,,).f ‘1

41

In

( .l\? 낌 )

2.F

h

,/

Fuel Cp. n terlineSheathCoolantFuel Centerline(Design)-... 0.6

딩

---‘-

-

’’‘’

’’’lt

’l

’’l

’J

’l’’’’’’

섭석。μji。밍

....에

띠 O‘ 4;...;』

〔잉。r

<}

UQ섭

핍 0.2m

’ F예

디

0.00.0 400.0

( ’C)~oo.o

Ternp E' rat II r E'

36-봉 핵연료 최대열출력 채널 축방향 핵연료 빚 냉각수 온도변화

42

그림 ti-2

‘‘---’

’

,tlIl---

\

l

/

·Il//

、\

I/

//

///

\

/

I/

tI

/1

//

//

、

Fuel CenterlineSheathCoolantFuel Centerline(Design)‘

--’

’

’ll

’

’

’j’---

’l

’’’

l

l

’

.-... 0.6

입

되ι〔。μj•

。며

........임 0 .4..-노4

〔잉。’{.i

’’I

l

’

OJQ서,.....,

휠 0.2ul

....녁

口

0.0

400.0

('(' )200.0

T t' lllpe l"키 t HI ‘ f ‘

‘‘lfλ

n”

냉각수 온도변화축방향 핵연료 및18-용 핵연료 최대열출력 채널

43

그럼 6-3

Accident AnalysisT/H Deslgn/‘、 0.6

g

섭서。]

}

。띠

0 .4 j{

띠섭』

\

〔잉。r{ιi

0.2

UQ

김며“•m껴디

·‘-

00~.O j.O-l ‘ I,)

l HFR

’(-

74

대FR 변화촉t' l하。。36-봉 핵연료 최대띨출력 채년

44

그럼 6-4

Ac.cident Analysis. T/H Design{、 06

g

/i섭

。、」‘」。며

--녁

입 1l .4

뇨‘

〔잉。f꾀

φ

u섭

휩 0.2rn

'ro껴

g

0.0 I20 :) U.... 0

CHFR3.0

18-봉 핵연료 최대열출력 채널 축방향 CHFR 변화

45

그럼 6-5

7. 예상 운천 과도 해석

7.1 일차 냉각 계롱 유통 상실

7. 1. 1 TPTH 운전중 한 펌프의 고장

1) 사고 개요

원자로가 TPTH 모드로 정상 운천되다가 한 대의 일차 냉각 펌프 고장으로 냉각수

량이 감소하는 사고이다. 사고 휩표가 설치된 유로에서는 혐프의 플라이휠에 의한 관

성으로 유량이 서서히 줄어틀고 정상 가동 중인 펌프가 있는 유로의 유량은 전체 유통

저항의 감소에 따라 서서히 중가한다. 노섬 유량이 정상 유량의 90"-'에 도달하면 셀백

(setback) 운전 모드로 천환되어 노심 출력 감발이 되도록 설계되어 있으나 본 해석

에서는 이를 무시하고 계산하였다. 따라서 원자로는 노섬 유량이 운전 정지 변수 설

정치에 도탈하면 비상 정지된다. 그 후 열교환기 뒤쭉에 붙어 있는 check valve중

사고 펌프와 연결되어 있는 밸브에는 역방향의 유통이 형성되나 곧 닫히게 되고 하나

의 펌프만으로 노심 잔열 냉각이 이루어진다.

2) 해석 조건 및 주요 가정

본 해석에 사용된 해석 조건 및 주요 가정윤 다음과 같다.

<D 정격 출력 운전 중 1차 냉각 계롱 펌프 한 대가 고장나지만 2차 냉각 계통응

정상 작동한다.

@ 얼차 냉각계통 열교환기 뒤에 설치된 check valve는 역방향으로 64 kg/sec 의

유량이 흐률 때 완전히 닫히도록 설계되어 있다. 본 계산에서는 코드의 motor

밸브 모델을 사용하여 위의 현상을 재현하였다. 밸브는2초만에 닫힌다고 가정

히·였다.

@ 노심으로의 유량 감소에 의한 원자로 정지 신호(primary trip)가 일차천으로

발생하지만 본- 해석에서는 이차신호 (back-up trip，안 저압력 신호에 의한 원

자로 비상 정지를 가정하였다

@ 노섬 유량이 정상운전시의 90%에 도달하면 원자로 제어 계통에 의한 출력 감발

이 시작되지만 이를 고려하지 않았다.

3) 해석 결과 및 논의

정상 운전 중 펌프 한 대가 고장나면 일차 계통내 유량과 앙력이 감소한다. 유

량 감소에 의한 원자로 정지 신호는 고려하지 않고 저압력 신호에 킥하여 원자로는

18.2초부터 출력이 급속히 감소한다. 그러나 노심 유량은 펌프 플라이휠의 영향으로

셔서허 증어틀고 따라/1 노심 냉각이 순초록-게 진행닫다 내고의 한l 행 과정은 표

46

7. 1. 1-1 에 정리하였고 손상된 멈프를 지나는 유량의 연화를 그럼 7 1. 1-1에 도시하였

다‘ 사고 후 25초 만에 초기치 391 kg/sec 에서 -64 kg/sec로 떨어진 후 check

밸브가 닫히면서 27초 이후에는 유량 0을 유지한다. 밸브가 닫히는 데 걸리는 시

간은 2초를 가정하였으나. 이 때의 유통 변화는 핵연료 손상 여부에 아무런 영향을 주

지 못하므로 가정은 타당하다. 즉， 열출력은 초기치의 10 %이나 유량은 50 %를 상회

하고 있기 때문이다. 비손상 펌프에서는 유량이 계속 증가하고 check valve가 닫히면

서 초금 감소한 후 27초경부터는 정상 상태를 유지하여 482 kg/sec를 나타낸다. 이

는， 새로 형성된 유동휘로의 유동 저항이 감소됨으로써 펌프의 작동점이 이동되었기

때문이다 36 및 18-봉 핵연료 채널을 지나는 유량은 그립 7. 1. 1-2에 도시되었다.

그립 7. 1. 1-1의 노심 유랑처렵 계속 감소하다가 체크 밸브가 닫히면서 약간 상승한 후

정상 상태를 유지한다. 이 때 유량응 초기치의 약 63%이다. 36 및 18-봉 핵연료집합

체 최고온봉에서의 핵연료봉 중심 온도 빛 표연 옹도 변화는 그림 7. 1. 1-3에 도시되

어 있다. 핵연료용은 사고 후 18초 만에 345t 까지 올라간 푸 원자로 정지와 함께

곧 냉각된다. 부수로 분석 계산 결과 씨다fFR 값과 핵연료봉 중심 최고 온도는 36 빛

18-봉 핵연료집합체에 대하여 2.20 빛. 2.68, 338·C 및 369t로 계산되었다. 부수로

해석에서 계산된 CHFR 값과 핵연료봉 중심 최고 온도의 변화는 그립 7 1. 1-4 및

7. 1. 1-5에 나타내었다 해석된 시간 이푸에는 비손상 펌프에 의한 원자로 붕과열 제

거 과정이다.

4) 결 론

일차 냉각 펌표 한대가 고장 나는 본 사고의 경우 Mr.HFR값은 36 및 18-봉 핵연료

집합체에 대하여 2.20 맞 2.68이고， 핵연료봉 중심 최대 온도는 369*C이므로 핵연료는

건전성쓸 유지하고， 따 ~t서 방사션 영향 명가도 필요치 않다.

7. 1. 2 apOH 운전 중 :설프 고장

1) 사고 개요

원자로가 OPOH 모드로 정상 운전되다가 일차 냉각 펌프가 상설되는 사고이다.

펌프의 플라이휠 (flywheel) 에 의하여 유량은 서서히 감소하게 되고 저유량 신호에 의

하여 원자로는 정지하게 된다


본 해석에 사용된 채석 조건 및 주요 가정은 다음과 같다

m한 대의 냉각 펌프키 가동 중인 OPOH 운천 중 노섣 출력은 TP"'fj 운-τ! 니 관석의

47

50% 를 가정하였다.

@ 원자로 보호계통의 일차 신호(primary trip)는 OPOH 모드에서의 저유량 신호인

60% 유량이고 아차신호는 원자로 입구 저압력 신호인 215kPa 이다. 본 계산에

서는 저압력 신호에 의한 원자로 비상 정지를 가정하였다


펌프 고장 후 30 초 동안의 계산 결과로 36 빛 18-봉 핵연료 채널에 대한 유량과

최고온몽 온도를 그립 7. 1. 2-1 및 7. 1. 2-2에 도시하였다. 핵연료용 온도는 유량 감소

에 따라 증가하여 원자로가 비상 정지 되기 직전인 6.9초에 최대값을 보인다. 출력이

감소하고 나면 핵연료봉 옹도는 급감하고 붕괴 출력 제거 과정으르 이어지게 된다. 2

차 냉각 계통이 가동 중이므로 열제거는 1차 냉각 계롱 배관율 통한 자연 순환으로 이

루어 진다. 부수로 해석에서 계산된 M다-IFR 값과 핵연료용 중심 최고 온도는 36 및

18-봉 핵연료집합채에서 3.63 및 4.38과 231"(; 및 245"(; 이다. 그립 7. L 2-3 및

7. 1. 2-4에 CHFR 값과 중심 최고 온도의 변화를 도시하였고 천처l 사고 이력은 표

7. 1. 2-1에 나타내었다.

4) 결 론

OPOH 모드로 운전뇌다가 펌프가 고장나는 본 사고의 경우는 예상 운천 과도 상태

시나리오 충 가장 위험도가 낮은 사고로， 핵연료봉 최대 온도는 245 "C. M다IFR은 36 빛

18-봉 핵연료집합체에 대해 3.53 빛 4.38 으로 계산되어 안전 여유도가 충분하다.

·.8

표 7. 1. 1-1 T따꺼 운전충 냉각 펌프 한 대 고장시 사고 이력 -

시 각 (초) 사고 이력

0.0 - 냉각 펌표 한 대 고장

15.2 - 입구 저유량 신호 발생

17.7 - 입구 저압력 비상 정지 조건 감지

18.2 - 피복재 온도 최대치 도탈

- 핵연료 온도 최대치 도탈

- 원자로 비상 정지

27.0 - Check Valve 닫힘

표 7. 1. 2-1. OPOH 운전 중 펌표 고장시 사고 여력

L

시 각 (초)

0.0

1. 5

6.3

6.9

사고이력

냉각 펌프 한 대 고장

- 입구 저유량 신호 발생

- 입구 저압력 비상 정지 조건 갑지

- 피복채 온도 최대치 도달

- 핵연료 온도 최대치 도달


41)

-‘- Intact Pump----- Core

(

다D

잉\

야νi)

Failed PumpBypassCheck Valve

”)]

j

ν}itt

。{ri

100

0

mm‘mE

낀O2520

Tune (닌ec)

105-tOO

o

TPTH 운전 중 평프 한 대 고장 사고시 유량 연화그림 7. 1. 1-1

\\

\\

‘------------‘

20

--------..‘-_._J---‘ ‘‘ - '"

'"-"• -.

- •• ,‘ -

(

ζj

따

α〕

‘\ 15bJlv.-‘“-ι

J)....,。i

~ 10>~

。

-•ι，

--- :Hj FJp lH，'μ tiii Eh':l1 pnt

.~O~:;

r--r

~<l

"....

Tillle (sec:)

r Tt10

..--r-r

|4

」

l‘1

」、i1l1

a”

-υ

0

%n-“=

유i상 변화고장 사고시 채넣멈프 현 대

50

TPTH 운천 중..，링 7. 1. 1-'l

400

때

U’i:

j}

여」ωQ

〔다P• 끼

C:300

100 - - - Center-- Surface----- Center

Surface

i:36-EleImn36-E페Ie히me앉ntltt18-Elementl8-Element

、、 -

‘-- -‘“--- --•- -:.-.... ‘-- •-- -•--".::....- "=-='

00 5 10 15 20

Time (sec)25 30

그림 7. 1. 1-3 πfH 운전 중 펌프 한 대 고장 사고시 핵연료 온도 변화

6.。

n

5.0。

4.0

여

뇨i:디 3.0u

、“ o 0 b-‘‘___ ~ Co I.... 브〔ζ-- ,-_-'""\...0 g

... -:--- .lJ.___ L

;、 10 I') ~O

Tim~ (SN:)

π-”

----’’

Il--

깨

20

00 극

-- 18 EI C'" mpn t.. :W EI t' lllent’ 18 Elelm n t( COBRA)

디 D 。 디 디 :36 Elemen t(COBRA)

그림 7. 1. 1-4 T?T~: 운천 증 펌프 한 대 고장 사고시 CH:R 값.:?l 변화

~I

。

'<iii

v

’F

P

’P

\스 ‘- -“•~“혼r-- '::-- __

- '-- τ:.，..- ':-:'

g

_Q - - - . - - - - - - - - -

___ • _ l.L - - -- - -

- .- - -- - .. - -

400

p

;:j "jOO-':건

다

.:l.

‘ 4υ 200...

(υ)

}36-E1eme잉nt18-Element

}36-Element{l8-Element)

- - - RELAP- - - -- RELAP。 0000 COBRA디口 000 COBRA

υ

‘"-공 100다

Q)

u

::\0252015Time (sec)

105·nU

nu

고장 사고시 핵연료 중심 최고 온도 연화πTH 운전 중 펌프 한 대

fl2

그럽 7. 1. 1-5

()

ωα1

、、、 15b.Dν

~‘

φ..,여

여 10>!’。.-.ι‘

5mm」@응

ξo

-- 36 Element18 Element

\、 \\

‘ r「~~~-:0

--.‘- ‘ - ‘ • _._-----

0 10 20 :~O

Tune (sec)

그럼 7. 1. 2-1 OPOH 운전 중 펌프 고장 사고시 채널 유량 변화

250

Q、‘--

@al;o..,얘

’『Q)

만 100섭φ

윤i

200

::;0 --i

0 十-r --r-r-γ-，.o .,

-- Centerline (36 Hol Channel)--. Surface (36 Hol Channel)

Centerline (16 Hot Channel)Sur~ace (1 8 Hot Channel)

l

끼

I

RS

-Jl

R니

--m

띠‘ζ:1 .~O

그럼 7. L 2-Z OPOH 운전 중 펌표 고장 사고시 핵얻륜- 온도 변획

51

70

60 -‘J

5.0 -

Iζ 4.0 li..IU :3.0 _

2.0 ....

맛많-- 18 Elemenl

36 Element。‘)uO() 18 Elemen t( COBRA)。 0000 :36 Elemen t( COBRA)

1.0 -

30!

2520105 15Time (sec)

그립 7 , 1. 2-3 apOH 운전 중 펌프 고장 사고시 C맨R 값치 변화

• T

O0.0

i36-Elementila-Element):36-Elemenl)18-Elehl p n t)

- - - RELAP- -- -- RELAP。 0000 COBRA。 0000 COBRA

10’

roC_ 0 -‘

_13---;'-흐 ?U-- r 6 - ; 。

- ‘ 。

i

"--n".".. . I

r I I l ....---r-i ‘ r .• I: ' , f , II~ ~O ~~ 30

TlllH' (인 P.(; )

‘ 00

ζ」

、-αj

‘i*그」 3OO얘

‘iIIIζL

sIII 200ε→

III다

-<-’....요 100aQ)

ιJ

U0

그럼 7,1. 2-4 OPOH 운전 중 펌프 고강 사고샤 핵건표 중심 획고 우도 연학

54

7 Z 전원 A~ ..... l。 2 (LOEP)

1) 사고 개요

전원 상실사고가 발생하면 일차 냉각계롱 힘프， 반사처l 펌프， 이차 냉각 계

통 펌프 및 냉각탑 팬 (fan)이 정지한다. 공기식 우회유통 조절밸브는 고장시 안

전 (Fai I-safe) 개념으로 설계되어 있어 완천 개방된다고 가정한다. 그러나. 실

제로논 압축공기계롱의 기능 상실후 압축공기 저장탱크에서 공기를 제공받으므로

천원상실시 곧바로 열리지는 않는다. 원자로 정치계통의 정지용 가압펌프의 천

원이 끊어지면 정지봉이 즉시 노심으로 삽입되어 출력이 급속히 감소한다. 노심

은 처음에는 펌프의 관성에 의하여 서서히 줄어 드는 냉각수에 의해 냉각이 이루

어지다가 펌프가 완전히 정지한 뛰에는 냉각탑의 수반에 고여 있는 물이 중력에

의해 열교환기를 지나연서 일어나는 냉각 효과로 인하여 일차 냉각계통 배관을

통한 자연 순환으로 연결된다. 장기척으로는 배관 속의 냉각수와 수조수의 밀도

차에 의한 압력 차이로 노심 입구배관의·플랩밸브가 열려 찬 수조수가 유입되면

서 수조 내부에서의 자연 순환 유로가 형성되어 노심 냉각이 이루어진다.

2) 해석 초건 및 주요 가정

본 해석에 사용된 해석 조건 빛 주요 가정은 다음과 같다.

CD 정격 출력 운전 중 전원 상실이 발생한다.

@ 천원차단에 따른 가압펌프의 기능 상실로 언한 정지몽 노심 삽입 지연시

간은 보수적으로 0.62 초로 가정한다.

@ 실제로는 제어봉이 정;r.j 봉보다 먼저 떨어지도록 되어 있으나 천천히

떨어지는 정지용에 의해서 원자로가 정지된다고 가정한다.

(4) 2차춤 냉각수는 상당 시간 열교환기를 흐르도록 되어 있으나 천원상실 후

30 초 만에 유량 0으로 떨어진다고 가정하고 이 때의 냉각수옴도는 32 t

를 가정하였다

@ 원자로기 정자되기 전까지는 핵헌효 온도 상승 빛 기.:-c어i 의인 누반농도

퀘환 효과는 고려하지 않는다.

@ 플랩 밸브는 수조측 압력이 0-100 Pa 높을 때 열리기 시작하도록 설계되

었는데 계산에서는 100 Pa 높을 때 개방되도록 모텔하였다.

@ 우회 유동 조절 밸브는 천원 상실과 동시에 개방된다. 밸브는 RELAP코드

에서 제공하는 motur valve를 사용학여 0.1초반에 완전 개방되도록 모델

하였다. 밸브의 K값은 사고 전후에 각각 25.3과 7.1이다


사고 이력은 포 7 2-1 어l 정려되어 있다. 전원상설걱 동시에 감소화는 노심

유량을 그럼 7.2-1 에 나다내였다. 우회유동 조절밸브가 완전 개방되어 우회유통

:is

은 o 8초에 초기치 75에서 96 kg/sec로 증가한 후 감소하게된다. 그럼 7.2-2에

는 처음 l분간의 최대 열출력 채널 유량을 도시하였다. 이 때의 36 및 18-봉

핵연료집합체 최고온봉 온도 변화는 그럼 7.2-3에 나타내었다. 핵연료 중심 최

고 옹도는 원자로 출력이 감소하기 시작하는 시각인 0.62초까지 1. 6°C 및 1. 3°C

증가한 후 급격히 감소함을 알 수 있다. 이는 출력 감소율은 큰 반면에 펌프의

플라이휠에 의한 유량 감소율이 작아 열제거가 선속히 이루어 지기 때문이다.

그러나， 유량이 점차 작아지고 붕괴 출력이 상대척으로 느라게 감소하면서 사고

후 약 20초경부터 핵연료봉 온도는 서서히 오르기 시작한다. 이 때에는 플라이

휠의 관성에 의한 유동이 계숙된다. 장기척으로 보면 원자로 입구 배관의 냉각수

온도는 점점 증가하여 밀도가 작아지고 3720초경에 이르러 플랩앨브앞 수조측 압

력이 배관 안쪽 수압보다 100Pa 이상 크게 되어 밸브가 열런다. 그럼 7.2-4에는

플랩 밸브 개방 전후의 유통이 도시되어 있다. 플랩 밸브를 롱하여 찬 수조수가

유입되고 수조를 통한 자연 순환으로 노심 냉각이 이루어진다. 그림 7.2-5에는

플캡밸브 개방 전후의 칩니 상하부 및 수조수 온도를 나타내었다 1차 냉각 계

통을 통한 자연 순환시 노심 상부(칩니 하부)의 수온은 69t까지 계속 증가하

다가 밸브 개방과 함께 찬 수조수의 유입으로 수옹이 감소하기 시착하여 천원 상

실 한 시간 반 뒤에는 sot 이하로 내려 간다. 침나 상단의 수올은 계통 배관을

통한 자연순환 냉각 경로와 무관하여 수조수 온도를 유지하다가 밸브 개방과 동

시에 유동 경로가 바뀌어 노심을 통과한 냉각수가 칩니상부로 흐르게 되어 수

온이 올라 간다. 그러나 플랩 밸브를 롱하여 노심으로 틀어 오는 수조수 온도

는， 수조수의 앙이 양대하므로 거의 변화가 없음을 보여 준다. 그럼 7.2-6에는

36-봉 핵연료집합체 최고온봉의 중심 온도， 표연 온도， 그러고 36-봉 핵연료 채

널에서의 수옹 변화를 같이 나타내었다. 플랩 밸브가 열려 수조 자연 순환이 시

직판 후 핵연료봉 온도는 약 1St 감소하여 안정되고 노심 냉각수의 옹도도 약

20t 감소한 후 거의 변하지 않음을 알 수 있다. 이 때의 붕괴 출력은 1. 5% 미

만이므로 수조 자연 순환이 계속되는 한 노심 냉각은 문제되지 않는다. 부수로

해석 결과 36 빛 18-봉 헥연료집합체에서 MOOR 값은 3.29 빛 3 80 이며， 핵연료

봉 중심 최고 온도는 292t 및 322·C로 계산되었고 그 변화논 그림 7.2-7 및

7.2-8에 도시하였다.

4) 결 론

전원이 상실되면 정지봉이 즉시 삽입되어 0.62초만에 출력이 감소하므로 단

지적으로 핵연료봉 냉각에 아무런 문제가 없다. 펌프 관성이 줄어 틀고 계튼 배

관을 통한 자연 대류가 일어 나는 동안 핵연료봉 온도 빛 냉각수 온도， 그러고

순한 경로의 수온은 계속 증가하다가， 한 시간여 후인 3720초에 플랩 밸브가 열

리연 찬 수조수가 유입되면서 노섬 냉각이 한 단계 더 진행꾀어 수조를 통한 자

연 순환 냉각으로 사고가 증결된다. 핵얻료용 온도는 초기에 2 "C 증가하는데

그치고 ~ICHFR 값도 36 빛 18-용 핵연료집합체에 대해 각각 3.29과 3 80로서 설계

한계 CHFP 값을 상화하므로 핵연료는 건진하다.

30

표 7.2- 1. 전원 상실 사고시의 사고 이력

시 각 (초)

0.0

0.1

0.62

5 ‘ 5

3720.0

c。

사고 이력

- 냉각 펌프 및 SOR 펌프 상실

- 유량 조절밸브 완전 개방

- 피북재 옹도 최대치 도탈



- 입구 저유량 신호 발생

- 플랩 밸브 개방

- 핵연료 온도 안정 상태 유지

57

700

CJ 600QJ(J)、、

월=j00

U‘..J 400여

I다

~ :300。

~→

μ4

(J) 200(J)

~

E

‘‘‘‘‘

100

‘ ‘ 、

、

、

8ypa<;;s----- Core

-“-

----------------0

10 20 30 40

Time (sec)

그림 7.2-1 전원 상설 사고시 유랑 변화

(,)QJen읍 15~、‘---

p...,~

여 10

>-~

。

......μ‘

--J띠mtii

0

~O

\\

\

‘ ‘

o --i-J.......,,-r-rro 10


‘、~

~‘~“~~“‘ ~ 、 )

I I i I Iii i -r-T'..!O :10 40

Ti! l1 P (:';P. C)

그럼 7.2-2 전원 상섣 사고시 단기 채덩 유란 변학

5a

50 60

:iO

-|1

시|

셔

Vit’

Elemen t)Element)Element)EI E' rnent)

”u”ogU

n”

이μ”Jll

--

(터(서

얀따얀%

띠야띠““

eueu

「νQ니「‘CJV

- - - FuelFuel

-- FuelFuel

300

s250

띠

=" GOO-.lell

윤 1')0,....

다

밍

e‘ 100

II

까 !

‘‘ (

‘ ”‘‘ 、;、、、

、 - ‘---‘ ~τ-=-=--=---=-~~----、‘ --- -----_._-- -_._--_._- _.-._---- ••‘---------------------------50

6050

전원 상실 사고시 단기 핵연료 온도 변화

40(sec)Tillie

20

그림 7.2-3

oo

、r

‘l

l

‘’ ‘’ ‘’ ‘’._-----‘‘

‘\\-------

‘-------‘、

‘‘、

‘‘‘‘、

20.-

,.-“ --'。 1

엉 15 -J、\ ’

b.Oιι

-‘1、‘-

.. Bypas's- Flap

Core

<l.l 10..,:tlCζ

‘:。{rι

a

0

mm:I‘￡

I I I

4 f1 ~)0

. -'--r--r‘GOO(..，~‘: )

l ‘~Oll0

노싣 유량 번호}강기.~~고시

59

x ‘9.) ..... ~ ... :~‘그 :> c'그럼 7.2-4

(’ himney TopChimney BollomFlap Valve (Pool-SHI P)

lUO

(υ)

80

60

40

ω·ij]m·{띠g

i섭밍•

]

다@{

。。u

60004800(sec)

2400Tune

120020

O

침니 수온 변화사고시 장기상실천원그럽 7.2-5

20U ----,

<,36 Hot Cham야I)){36 Element!(36 ElemeI끼 )

- - Channel Inlet-- Channel Outlet---------. Fuel CenterHn p.

----- Fuel Surface

•••---_ ••••• __ ••- ‘ •.••...•.•.•..•.••••..-_._---...‘.-_.. . ..••~.-.:.:: ..:.::- • ••------ ‘- -- •-----------•• ‘• ... _----• 、

“ e •• ".•• - ----‘-.-. -... , .....--_._-- .... ---~-------,--------------- \

U- 150、‘-’

ω -I:..a ’.,~ 100UQ「‘다(1)

• i

,.---,

(l Oll。

.-‘、

.----y:l600

(:, t! C )

r-y--r~400

Tll l1 P

I I I

I 니 00

50

。i-r-

채년 수옹 변화장기 핵연료 믹λ}고시

60

전원 상실그럼 7.2-6

6 (’

:) 0

”

a a a a 。

-------------_..._..

‘.,'.’n

n

40

cι

ι‘:I: 3.0u

ElementElementElemen t( COBRA)Elemen t.( COBRA)

애였냉얘$

--。

。

-”·디

-…

ωm

--O

D

2.0

1. 0

2.01 51.0

Time (sec)0.5

0.00.0

천원 상실 사고시 다WR 값의 변화그립 7.2-7

400

l:36-Elementl( l8-Element)/:뻐-Element}

( 18-Element)

- - - RELAP- ---- RELAP

')OO.JO COBRA00000 COBRA’v

@

’’띠@

”‘8 、

}디- -. τ.: -- -...:- ‘J ‘· “ ‘- ‘-0-- - ~ ‘-------‘------

(υ)ψ

5 300-'’셔...깅

g ‘cψ 200• 4

φ

다....-‘...건 100다

ω

u

''1 I iii' I I' t I ’ I I I II I I I t ’ I I I I ’ I i 'II ([ I ’ I I I I' “ “ I \I \I I ’ ! “ |

:') ~O IS ~O ~:; :m :~5 40 4~) ηo :15 60

Tllil P. (~p.~:)

OO

온보 변호J전원 상설 사고사 핵연료 충신 최고

61

그럼 7.2-8

7.3 우회 유통 조절 상실

1) 사고 개요

본 사고는 우회유량 조절밸브 자체의 고장이나 밸브에 연결된 압축공기 계통

의 고장으로 인해 밸브가 완전 개방되어 노섬유량이 줄어드는 사고이다. 원자로

심과 수조로의 유량 분배를 조절하는 우회 유통 조절 밸브는 압축 공기 계통으로

작동하게 되어 있다. 이 밸브는 fai I-safe 개념으로 설계되어 압축 공기 계통이

고장 나면 압축공기 저장탱크에서 공기를 제공받으나 본 해석에서는 완전 개방된

다고 가정한다. 밸브에서의 유통 저항이 갑자기 작아지면서 우회 유량은 증가하

게 되고 노심으로의 유량은 감소하게 된다.


본 해석에 사용된 해석 초건 및 주요 가정은 다음과 같다.

φ 정격 출력 운전 충 우회 유동 조절 밸브가 고장난다.

@ 사고 발생 시점을 0초로 하고 RELAP5/IO"머R 코드에서 제공하:..- motor‘

valve model 을 사용하여 0.1초만에 완전 개방되도록 입력하였다. 사용

된 밸브의 K 값은 사고 전과 후에 각각 25.3과 7. I 이다.


우회 유통 조절 밸브 고장 후 5초 동안의 과도 상태를 계산화였다. 밸브 개

방에 따른 수력 조건의 변화에 의하여 유량 빛 압력이 조금 변하지만 곧 새로운

정상상태를 유지하게 된다. 그림 7.3-1은 노심， 두 대의 볍프， 그러고 우회 유

동관의 유량을 나타낸다. 우회 유동의 유량은 75 에서 103 kg/sec로 충가하고

노심으로의 유량은 685에서 668 kg/sec로 감소하게 현다 36 빛 18-봉 최대 열

출력 채널의 유량은 13.6.12.1 kg/sec에시 18.~. 11.8 kg/sec로 초기치에 비하여

약 2.5% 감소하게 된다. 유량의 변화량이 작기 때문에 노심의 안전성에는 아

무런 영향을 끼치지 못한다. 핵연료봉의 온도 증가량은 It미만이므로 도시하지

않았다 MCHFR 은 그림 7.3-2에서와 같이 36홍 및 18봉 핵연료집합체에서 각각

3.37 과 3.87 이다 .

4) 결 론

우회 유동 조절 밸브가 고장난 이 사고의 경우， 노심 유량은 97.5%호 유지되

고 핵연료봉 온도 증가량이 I "C미만으로 사고 영향이 거의 없다. 우회 유통 유

량이 증가하였으므로 노심으로부터 수조 표면으로 분출되는 냉각쑤에 rP한 분갈

억제 효가는 오히려 증가한다.

62

M

~ 700α」

m、\ GOO

b .o‘/

‘---

--m

뼈m

@〕며여

〉*「。ir}

-- Pump 1Pmnp 2

- - - - - ('ore- - - Bypass

}

mfIl 200 -1ro

:::E "1100 1- - - - - - - - - - - - - - - - - - - - -

00 l

l3

--c

,

%

l

Ill·

‘‘

”

m

!2

T 4 5

그립 7.3-1 우회 유동 조절 상실 사고사 유량 변화

5.。

4.0 --;。 ‘~ 0 。。

口 a 0 a 。

￡다 3.0 .+깃---ex...:디ιj

2.0 -

J.(’ -

-- 18 Element:36 Elem.mt

- ‘ 18 Elpmen l( COBRA)aCODO 2£ EI f:" ffi p. nt(COBRA)

0.04 5o

.---r-τI r '"~ ;j

L II1f' (~P(')

그림 7.3-2 우회 유동 조 절 상설 사고시 C~Frt 값의 연작

53

8. 사고 해석

8.1 냉각재 유출 사고

애RR 같은 연구용 원자로에서 배관파손은 현실적으로 발생 가능성이 매우 회

박하나[11 ] 원자로의 안전성을 명가하기 위해 일차 냉각계롱 배관에서 파괴역학

적 해석 결과에 의한 최대 파손크기인 Dt/4 의 (D. 배관 외경. t: 배관 두께) 면

적에 해당하는 순간척 배관 파손이 발생함을 가정하였다. 배관 파손에 따른 냉

각재 유출 사고는 사고 위치에 따라 노섬 열수력 거동 빛 사고전개 과정이 다른

데， 수촉수 상실 여부에 따라 크게 수조 내부배관 파손과 수조 외부배관 파손으

로 구분된다. 수조 내부 및 외부배관 파손은 각 원자로 입구와 출구 배관 파손

의 경우로 나누어진다 KMRR 에서는 배관 따손으로 인한 냉각재 유출 사고. 중

따손 크기가 가장 크고 따손 부위로 일차계통 냉각수가 유출되어 수조수가 줄어

드는 “수초밖 원자로 입구배관 파손.이 까장 심각한 경우이다. 수조안 배관따손

은 노심 냉각에 거의 영향이 없으며 수조수위도 변하지 않는다.

8. 1.1. 수조밖 일차 냉각계통 배관 파손

수조밖에서의 일차 냉각계통 배관 파손은 펌프 홉입구 또는 방출구측에서 발

생한다고 가정할 수 있다. 펌프 홉입구축에서의 배관 파손은 두 개의 원자로 출

구 배관 충 한 개의 냉각재 유통 배관에서 파손이 발생함을 가정하는 것이고. 펌

프 방출구축에서의 따손사고는 노심 공동 유입관이 파손되는 경우률 가정하므로

전자는 후자의 경우에 비해 노심에 마치는 영향이 척을 것이다.

냉각계통 배관의 파손사고는 결과적으로 유동을 두가지로 나뒤케 한다. 측，

따손부위를 통해 냉각계통 배관 유통중 일부는 원자로 건물로 방출되고， 대부분

은 계숙척으로 노심으로 유입된다. 배관 파손i로 안한 노섬유동의 변화는 심각

힐 정도는 아니므로 원자로가 정지되기전에도출어든 노십 유량에 의해서도 충분

히 핵연료가 냉각되며. 원자로 정지 후에는 노심 붕괴열이 강제대류 또는 자연대

류에 의해 제거펀다

8.1. 1. 1 수조밖 원자로 입구 배관 파손

1) 사고 개요

다목척연구로의 안전성을 임증하기 위하여 수조밖 원자로 입구배관， 즉 노심

입구 공동 유입관에서 순간척인 배관 따슨이라는 가상척인 사고가 발생하였다고

가정하였다. 배관 파손이 발생하면 파손부위를 롱해 노닙 유통의 일부가 즉시

원자로 건물로 방출되머 일부는 계숙해서 노심을 냉각시킨다 원자로실로 방출

딘 냉각수는 건물바닥 배수조로 유엽되고 다시 액체폐기물 계통으로 방출되면서

냉각수누출 경보가 울린다r 4]. 노십 유략이 줄어드는 한이 적어 노심은 계닥해

서 냉간되며， 수조 수위기 정상 수외에서 0.5 m 떨어지면 수조 저수위 경보가 울

64

러며， 정지용이 자유낙하하여 원자로는 정지된다. 이에 따라 핵연료는 충분히

냉각되며 용피열이 충븐히 떨어지면 펌프를 정지시키고 수조를 통한 자연대류에

의해 계속해서 붕괴열을 제거한다. 또， 수초수위가 저수위에 도달하면 우회유량

초절밸브가 잠긴다. 저수위 경보후 원자로가 정지되고 30분 후 일차 냉각계통

펌프를 운천원이 정지시키고， 최종적으로 수조를 롱한 자연대류에 도달하여 원자

로는 안정된다.

2) 해석 죠건 및 주요 가정

본 해석에서 사용된 주요 가정 사항울 정려하연 아래와 같다.

(1) 정격 출력 운전중 Dtl4 크기의 순간척 배관 파손사고가 발생한다.

@ 배관 따손위치는 공동유입관의 수조밖 부분으로 가정하였다. 파손크기는

Dt/4 에 해당하는 9.671x10-4m2 로 하였고. 파손배관 눔야는 77.4 m이 다.

@ 수조수위 저하에 따른 가압혐프 기능 상실로 인한 정지봉 노심 삽입 지연

시간운 보수적으로 0.62 초로 가정한다. [3]

@ 유량 감소에 따른 제어계롱에 의한 출력 감소는 고려하지 않는다.

@ 냉각재 온도 빛 압력이 낮으므로 배관 파손 부위에서 임계유숙 (Critical

Flow) 이 발생하지 않는다고 가정한다. 이는 냉각재 유출 및 노심 냉각

연에서 보수적이다.

@ 수조 보충수 계통 (Pool Makeup System) 은 작몽하지 않는다고 가정 한다.

@ 사고푸 900초 까지는 운전원의 조치를 고혀하지 않는다.


수조밖 원자로 입구 배관 파손사고 이력은 표 8. 1.1. 1-! 에 나타내였다. 그

럼 8. 1.1. 1-1 에는 일차 냉각계통 여러 위치에서의 냉각재 유량 변화 빛 원자로

건물로 방출되는 방출 유량을 나타내었다. 냉각재 유출 유량은 사고 발생 약

1. 5초 경 22. 48 kg/sec 에 도달한 후 수조 수위 감소에 따른 냉각계동 압력 저하

때문에 서서히 감소하다가 수조 수위가 거저수위에 도달하껴 우회유량 초절 밸브

가 닫히변서 노심유량이 증가하고 이에따라 방출 유량도 약간 증가한 후 다시 감

소한다. 사뇌가 발생하고 약 3 초 이내에 노심 및 우회유량은 671.5 kg/s 와

13.9 kg/s로 줄어든 상태에서 안정된다. 일차냉각계롱 전체 유량은 유통거항의

감소로 767.9 kg/s 로 인해 약간 증가한다. 냉각수 유출에 따른 수조수위 변화

는 그림 8. 1.1. 1-2 에 그려져 있는 데， 사고발생 후부터 서서히 감소하고 약

1047 초에 정상수위에서 0.5 m 내려가면 자동적으로 우회 유랑 조절밸브가 닫히

고， 원자로도 정지봉의 자유낙하에 따라 정지한다. 노심 흥과열이 충분히 줄어

든 시점인 원자로 정지 30 분 후 냉각재 펌프를 정지시키변 일차 냉각계통 앙력

이 급걱히 물어들고 이에 띠라 유출 유량도 감소하므로 수조수위가 이전보다 더

천천히 저하된다. 우회유량 조절밸브가 닫히면 노심 유량이 714 4 kg/s !? 로 증

가짜고， 일사 냉각계통 녕각재 전체 유랑은 유통저항의 증가로 오히려 737.5

6:)

kg/s 으로 감소한다.

원자로 입구 배.관의 따손사고가 발생한 직후에 하부공통 빛 계통 압력 계촉기

위치의 압력변화는 그림 8. I ‘ 1. 1-3 과 같이 사고 초기의 순간적인 진동을 거쳐

곧 안정되어 우회유량밸브가 닫히기 전까지 수조수위 저하에 따라 감소하다가 우

회유량 밸브가 닫혀 노심유량이 증가하면 계통 압력도 증가하고. 일차냉각펌프가

정지하면 압력이 급격히 감소한다. 원자로 출력 변화는 그럼 8. 1. 1. 1-4 에 나타

내었고. 사고에 따른 36 및 113-봉 핵연료 최때열출력 채낼의 유랑변화는 그림

8. 1. 1. 1-5 에 나타내였다. 각 채낼유량은 노심 유량 거동과 바슷하나 노섬유량

의 연화율과 같지는 않다. 그럽 8. 1.1. 1-6 과 그림 8. 1.1. 1-7 에는 36 빛 18-봉

핵연료 최대 열출력 채널의 핵연료 온도와 냉각수 온도변화를 표시하였다. 사고

초기 압력 빛 유량 혼란으로 인한 핵연료 중심 최대 온도는 36 빛 18-봉 핵연료

집합체에 대해 296.2°e 와 325. SoC 로 정상 운천값에 비해 1°C 미만의 변화를 보였

으며， 사고발생 약 1047 초 후 수조수위가 져저수위에 도달하면 원자로가 정지되

고 노심 출력이 감소하면 피북재와 핵연료 온도가 냉각수 온도 근처인 38°C 정도

로 떨어격 유지되다가 펌프를 정지시키면 노섬유량 감소로 다시 증가한다. 이

후 플랩 밸브가 열리기 전까지는 이차 냉각계롱에서 혈율 제거하지 못하므로 일

차계통 냉각수 온도가 서서히 증가하고 이에 따라 핵연료 온도도 증가하다가 사

고 발생 약 l시간 30 분푸 플랩 밸브가 열려 수조를 통한 자연대류긴 시작되면

핵연료 온도는 108°C 정도에서 찬 수조물에 의해 다시 감소한 후 약 9lfe 정도에

서 냉각상태를 유지한다. 이 후 붕괴열 감소에 따라 핵연료 온도는 계숙 서서히

감소한다 e따R 의 변화는 그럽 8. 1.1. 1-8 에 그려져 있는 데. 36 빛 18-봉 핵

연료 최대열출력 채널에서 계롱 압력감소에 따라 서서히 감소하다가 노심출력이

줄어률기 시작하는 1047.8 초에 최소값이 2.91과 3.05 에 도탈한 후 급격히 증가

하므로 임계열숙(다W) 현상은 발생하지 않는다. 한면， 그립 8. 1.1. 1-6, 그림

8. 1.1. 1-7 및 그림 8. 1.1. 1-8 에서 보듯이 빠‘AP51때R 과도해석 결과를 경계 조

건으로 사용한 COBRA-IV/애ffiR 부수로 해석 결과에 의하면 본 사고시 핵연료 중심

최대 온도는 36 및 18-봉 핵연료 집합체에 대해 각각 2900e 와 320°C 로， MCHFR

은 3.36 과 3.87 로 계산되었다[39] .

이상의 해석 결과， 본 사교시 핵연료건선성은 충분히 유지된다고 판단된다.

4) 결 론

본 사고는 원자로 수조내 냉걱수의 상당량이 상실되나， 노심 거풍의 열수력

학척 분석 결과 핵연료는 파손되지 않는 것으로 나타났으며. 수조수의 원자로 건

물로의 방출에 따른 방사능 영향은 허용기준을 초과하지 않는다.

8. 1.1. 2 수조박 노심 출구 단일 배관 파손

1) 사고 개요

두 개의 원자로 출구배관 증 수조외부 펌프 흡입구 위치에서 한 개의 배관

Gb

파슨이 순간적￡로 발생한 사고를 가정하였다. 따손이 발생하연 냉각수가 원자

로 건물로 방출되 기 시 작하나， 원자로 출구배관의 압력이 입구배관보다 약 3 bar

정도 작으므로 앞절의 경우보다 앙출량이 작다. 이 사고는 앞절의 경우와 사고

거동이 유사하나‘ 노심 유량 빛 수조수위가 줄어드는 속도가 느리므로 노심냉각

에 미치는 심각도가 앞절의 경우보다 적다. 원자로는 수조수 저수위에의해 자동

으로 정지왼다

2J 해석 조건 및 주요가정

본 해석에서 사용된 주요 가정 사항을 정리하연 아래와 같다.

CD 정격 출력 운전중 Dtl4 크기의 순간척 배관 파슨사고가 발생한다.

@ 배관 파손위치는 수조밖 펌프 흡입구 부분으로 가정하였다. 배관 따손

크기는 8.468 X 10-4 m2이고， 따손배관의 높아는 77.4 m이다.

@ 수조수위 저하에 따른 가압펌프 기능 상실로 인한 정지봉 노십 삽입 지연

시간은 보수적으로 0.62 초로 가정한다.

@ 유량변화에 따라 제어계롱에 의한 출력 감소는 고려하지 않는다.

@ 냉각채 온도및 압력이 낮으므로 배관 파손 부위에서 임계유숙 (Cri tical

Fl ow) 이 발생하지 않는다고 가정한다. 이는 냉각재 유출 및 노심 냉각

연에서 보수적이다.

@ 수조 보충수 계통 (Pool Makeup System) 은 작몽하지 않는다고 가정한다，

@ 사고후 900초 까지는 운전원의 조치를 고려하지 않는다.


본 사고의 시간에 따른 사고이력은 표 e. 1.!. 2-1 에 나타내였다. 일차냉각

계통 여러 위치에서의 냉각수 유량과 원자로 건물로 방출되는 방출 유량의 변화

는 그럼 8. 1.1. 2-1 에 그려져 있다. 배관 파단이 발생하고 약 2 초 이내에 노심

유량중 8.3 kg/s 의 냉각수가 원자로 건물로 방출되고 수조 수위 강소에 따른 냉

각계롱 압력 저하때문에 서서히 감소한다. 사고직후 노섬유량과 우회유량은 참

간동안 1 kg/s 과 0.2 kgJs 이 줄어든 후 곧 회복되서 사고전과 til슷히체 유7.\ 한

다， 냉각수 유출에 따른 수조수위 변화는 그립 8. 1. 1. 2-2 에 그려져 있는 데，

사고발생후부터 서서히 감소하고 약 2&78.3 초에 수조수위가 정상수위에서 0.55

m 저하하게되면 자통적으로 우회배관 유량조절밸브가 닫히고， 원자로도 정지봉의

자유낙하에 따라 정지한다. 우회유량 조절밸브가 닫히연 노섬 유량은 727.2

kg/s 으로 증가한다 노십 붕괴열이 충분히 줄어돈 시점인 원자로 정지 30 분

후 냉각채 펌프를 정지사키연 일차냉각계통 압력이 급격히 줄어틀고 유출 유량은

배관 따손 위치와 수조수위에 의한 수두에 의해서 결정되는 데 펌프 착통시와 배

관내 압력변화가 크지 않으므로 유출 유량은 큰 변화가 없다. 원자로 출구 배관

의 따손사고가 발생한 직후에 하부공동 및 계롱 압려 계측기 의치쇠 삼력변화는

그럼 8. 1. 1. 2-3 와 같이 사고 초기의 순간적인 진동을 거쳐 곧 안정되어 우회유

강밸브가 닫히기 전까지 수초수위 저하에 따?} 감소하다가 우회유량 밸브카 닫혀

67

노십유량이 증가하면 계롱 압력도 증가하고. 일차냉각펌프가 정지하면 압력이 급

격히 감소한다. 원자로 출력 변화는 그립 8. 1. 1. 2-4 에 나타내었고， 사고에 따

른 36 맞 18-봉 핵연료 최대열출력 채널의 유랑변화는 그립 8. 1. 1. 2-5 에 나타내

었다. 각 채널유량은 노섬 유량 거통과 비슷하다. 그럼 8. 1. 1. 2-6 과 그럼

8. 1. 1. 2-7 에는 36 빛 18-봉 핵연료 최대 열출력 채널의 핵연료 온도와 냉각수

온도변화를 표시하였다. 사고 시작후 원자로가 정지되기 전까지 핵연료 중심 최

대 온도는 36 빛 18-봉 핵연료 채낼의 최고온봉에 대해 정상 운전값에 비해 1°C

미만의 변화를 보였으며， 수조수위가 저저수위에 도달하여 원자로가 정지되면 노

심 출력이 감소하면 피복재와 핵연효 온도가 냉각수 온도 근처인 38°C 정도로 떨

어진다. 이후 냉각 멈표를 정지시키면 노섬 유량감소로 핵연료 온도는 다시 증

가하나 붕괴열이 충분히 작고 계속 감소하므로 94°C 에서 냉각상태가 유지된다.

CHFR 의 변화는 그림 8. 1. 1. 2-8 에 그려져 있는 데. 36 및 18-봉 핵연료 최대열

출력 채널에서 계통 압력감소섹 따라 서서히 감소하다가 노심출력이 줄어들기 시

작하는 2878.92 초에 최소값이 2.95 와 3.10 에 도탈한 후 급격히 증가하므로 임

계열숙 (다fF) 현상은 발생하시 않는다. 한연， 그립 8. 1. L1-6. 그럽 8. 1.1. 1-7

및 그립 8. 1.1. 1-8 에서 보듯이 RELAP5/KMRR 과도해석 결과를 경계 조건으로 사

용한 COBRA- IV IKJv깨R 부수로 해석 결과에 의하면 본 사고시 핵연료 중심 최대 온

도는 36 및 18-봉 핵연료 집합체에 대해 각각 28S0C 와 318°C 로. MCHFR 은 3.43

과 3.93 로 각각 계산되었다[39].

이상의 결과， 본 사고사 핵연료 건전성은 충분히 유지된다고 판단원다.

4) 결 론

본 사고는 앞절에서 가술한 원자로 입구배관 따손 사고보다 심각하지 않는

사고이고， 열수력학척 분석 결과 핵연료 따손은 알생하지 않는닥. 수조수의 방출

에의한 방사농 영향은 거의 없다.

8.1.2‘ 수조안 일차 냉각계통 배관 파슨

수조안 일차냉각계롱 배관파손 사고는 원자로 업구배관과 출구배관에서 파

손이 발생하는 것을 생각힐 수 있다. 수조내 배관 따손은 수조밖으로 수조수가

유출되지 않으므로 수조 수위는 연하지 않는다. 침니에 연결된 출구배관의 따손

은 원자로 냉간펌프가 수조에서 냉각수를 흡입하여 노심으로 보내기 때문에 노십

유량의 변화가 없어 노섬냉각에 영항을 미치지 않는다. 수조내 원자로 입구배관

파손은 노십 유량의 일부가 수조로 빠져나가기 때문에 노섬 유량이 감소하나， 심

각한 변화는 초대하지 않으므로 핵션료 냉각에는 큰 문제가 없다. 수조르 유출

된 냉각수는 우회 유랑과 같이 침니를 거쳐 채유엽되므호 일차냉각계통 전체 유

량은 큰 변화가 없다

따라서， 수소내 HH관 따손은 노싣 냉각에 진혀 문제가 없다

68

8 1. 2 I 수조안 원자르 입구배관 따손

I ) 사고 개요

수조안 원자로 입구배관아 파손되면， 노섬 유량의 일부가 수조로 유출되어

노십 유량이 줄어든다. 반연에 계롱 전쳐l적으로는 유동 저항의 감소로 냉각계통

전체 유량은 정상시 보다 약간 중가한다. 노심 유량의 감소로 냉각능력이 약간

떨어지나 노심 출력을 제거하기에는 충분하므로 원자로는 계속해서 운전되고 열

교환기를 통해 노심열이 제거된다.


본 해석에서 사용된 주요 가정 사항을 정리하변 아래와 같다.

CD 정격 출력 운전중 순간척 배관 파손사고가 발생한다.

@ 하부공동 바로앞 입구 배관에서 파손아 발생한다고 가정한다. 배관 따손

크기는 9.677 X 10-4 m2이고， 파손배관의 높이는 74.9 m 이다.

@ 파손 부위의 유동 저항계수는 파손부분을 통해 냉각수가 수조로부터 배관

으로 들어오는 경우는 0.5 의 수두손실계수를， 반대의 경우는 보수적으로

0 를 사용하였다.

3) 해석 결과 빚 논의

정상 운전증 수조내의 원자로 임구 배관에서 파손이 발생하연 따손순간 약간

의 혼란을 거쳐 곧 안정된다. 그립 8. 1. 21-1 과 그럼 8. 1. ~.1-2 에 일차계통

내 각 위치에서의 냉각재 유량의 변화를 나타내었다. 배관 파손이 발생하연 노

십 냉각수 일부가 수초로 빠격나가 노십 유량이 줄어든다. 수조로 유출되는 유

량은 사고 딸생 약 2 초후 최대 18.9 kg/s 에 도달한 후 일정하게 유지한다. 계

통 전체유탠은 배관 파손으로 인해 유동 저항이 줄어 정상운선시 보다 6.2 kg/s

정도 증기하여 78 :3 kg/s 를 유지한다. 이에 따라， 노섬 유밤은 684.8 kg/s 에

서 669 kg/s 까저 순간적3로 감소하였다가 673 kg/s 까지 회뷰된 후 일정하게

유지한다 36 및 18-봉 핵연료 최대열출력 채널 유량도 노십 유랑과 비슷한 양

상으로 2.5% 정도 감소하였다가 곧 초기유량의 98.25% 정도에서 일정하게 유지된

다. 그힘 8. 1. 2.1-3 에는 일차냉각계통 각 위치에서의 압력 변화를 표시하였다.

압력은 유량 변화와 비슷한 거동을 보이고 원자로 하부 공동의 압력은 정상보다

약 0.1 bar 감소푸 유량 변화에 따라 공 회복된다 36 빛 18-봉 핵연료 최대열

출력 채널에서의 사고에 따른 피복재 빛 핵연료중심 옹도 와 냉각수 온도 변화가

그럼 8. 1. 2.1-4 와 그립 8. 1. 2. i-5 에 표시되었다. 핵연료 온도변화는 1 °c 내외로 연화가 거의 없으며. 냉각수 온도는 또한 변화가 없음을 알 수 있다. 그림

8 1. 2. 1-6 에는 36 벚 Ie 봉 핵연료 최대열출력 채널에서의 CHF? 연화가 그려져

있는 데 씨CH~R 은 2.93 과 3.0~ 로에 사고가 발생하더라도 큰 변화가 없다. 이

09

로부터 본 사고시 핵연료 냉각조건은 열전달 측면에서 배관이 따손되기전 보다

2.5% 정도 감소하나 노심 냉각에는 충분한 여유가 있다. 한연， 그럽 8. 1. 1. 1-4.

그럼 8. 1. 1. 1-5 빛 그립 8. 1. 1. 1-6 에서 보듯이 RELAP51때RR 과도해석 결과에 의

한 경계 조건을 사용한 COBRA-IV/μffiR 부수로 해석 결과에 의하면 본 사고시 핵

연료 중심 최대 온도는 36 빛 18-봉 핵연료 집합체에 대해 각각 289°C 와 320°C

로. MCHFR 은 3.36 과 3.87 로 각각 계산되었다[39] .

따라서， 모사계산 결과 본 사고에 따른 핵연료 및 노심냉각에는 전혀 문제가

없다

4) 결 론

본 사고에 대한 열수력학척 분석결과. 핵연료 및 냉각계롱의 건전성을 저해

할 정도의 사고가 아니고， 원자로 건물로 수조수가 유출되지 않으므로 방사능에

의한 영향은 없다.

8. 1. 2. 2 수조내의 원자로 출구배관 파손

1) 사고 개요

수조내의 원자로 출구 배관에 파손이 발생하더라도 파손 순간에 약간의 흔란

후 곧 원자로 냉각계롱의 유량조건은 정상을 유지한다. 원자로는 계속해서 운전

되고 열교환기를 통해 노심열이 제거된다. 수조밖으로 수조수가 유출되지 않으

므로 수조 수위는 변하지 않는다. 노섬 유량， 앙력퉁 핵연료 냉각 조건은 배관

파손에 의해 큰 영향을 받지 않으므로 노심냉각에는 전혀 문제가 없다.

2) 해석 조건 빛 주요 가정

본 해석에서 사용된 주요 가정 사항을 정리하면 아래와 같다.

<D 정격 출력 운전중 Dt/4 크기의 순간적 배관 파손사고가 발생한다

@ 침내와 연결된 원자로 출구애관 시작 부분에서 파손cl 발생하였다고

가정한다. 배관 파손 크기는 8.468 X 10-4 m2 이고， 파손배관의 높이는

74.9 m 이다.

@ 파손 부위의 유통 저항계수는 파손부분율 통해 냉각수가 수조로부터 배관

으로 들어오는 경우는 0.5 의 수두손실계수를， 반대의 경우는 보수적으로

0 을 사용하였다.


정상상태시 원자로 출구배관내의 압력은 같은 위치의 수조o:}시보다 낮으므로

배관 파손이 발생하면 수조에서 배관으로 냉각수가 유입된다. 유입되는 유량은

사고 발생 약 I 초경 최대 3.4 ke/s 에 도탈한 후 일정하게 유지한다. 그럼

8. 1. 2. 2-1 과 그럼 8. 1. 2. 2-2 에 일차계롱내 각 우l치에서의 냉각채 유략과 압력

7‘]

변화를 나타내었다. 그럼에서 사고어! 따른 변화가 거의 없음을 알 수 있다.

사고에 따른 36 및 18-용 핵연료 최대열출력 채널에서 핵연료 및 냉각수 온도변

화는 그럼 8. 1. 2. 2-3 과 그럽 8. 1. 2. 2-4 에 그려격있으며. CHFR 의 변화는 그림

8.1 2.2-5 에 표시하였다. 그럼으로부터 핵연료 냉각 조건은 배관이 따손되기

전과 거의 같음을 알 수 있다.

따라서， 모의계산 결과에 의해 사고푸 핵연료 채널내의 냉각조건은 정상운전

조건과 다를바 없으므로 이 사고는 노심냉각에 심각한 문제가 값다.

4) 결 론

본 사고에 대한 열수력학척 분석결과 사고가 발생하더라도 정상운전 조건과

같이 유지되며， 핵연료 온도가 충분히 낮아 핵연료는 건전성이 유지되어 방사능

에 의한 영향은 나타나지 않는다.

71

표 8. 1. 1. 1-1 수조밖 원자로 입구배관 파손에 따른 사고 이력

시 각 (초) 사고 이 력

0.0 - 정격 출력 운전중 배관 파손 발생

- 원자로 건물로 냉각수 방출 시작

0.50 - 36-핵연료봉 핵연료 중심 최고온도 도탈

- 18-핵연료봉 핵연료 중심 최고옹도 도달

1047.08 - 수조수위 O.55m 하강- 우회유랑 초절밸브 잠김

1047.80 - 원자로 정지. 출력 감소 시작

-Me맨R 발생

2847 - 얼차냉각계통 펌효 정지

5214 • 플랩 밸브 개방， 수조를 통한 자연대류

72

표 8. 1. 12-1 수조밖 원자로 출구배관 따손에 따른 사고 이력

시 각 (초)

0.0

0.50

2878.3

2878.92

4678.3

사고 이 력

- 정격 출력 운잔풍 배관 따손 발생

- 원자로 건물로 냉각수 방출 시작

- 36-핵연료봉 핵연료 중심 최고온도 도탈

- 18-핵연료봉 핵연료 중심 최고온도 도달

- 수조수위 0.5m 하강

- 우회유량 조절밸브 잠김

- 원자로 정지， 출력 감소 시작

- MCHFR 발생

- 일차냉각계롱 펌프 정지

L l_

73

}Il‘

){“”n”

---- Tolal Fl ow--‘- (orE' Flow

. B.\ Pd~S FlowBI l:"ak Flow

(m\

마j)

Q)

경 400.0며

Bypass 'Valve Close

7

>r

。{ι

0.000 60000

(s p c-)2000.0

Time

수조밖 원자로 입구배관 따손시 냉각/- 유량 연화

-- Core Flow- - - Break Flow

- - - Flow VI;\ Flap Valves

I l/

그럼. 8. 1. 1. 1-1

「l•|」,.」,|4|1|1」|

1000

(”\벼ν『)

50.0

! \Flap 0p t' n

、 - - - -치 - 느-二- : ; ;:; :-_-_~ - /1r_~_~듀수;二二~l’ ” 카-， I I I , : I I “ “ Ir" I' I' Iγ←Tl ‘ ’ 5 - - “ rTTl....,.--,--rl

250U.0 ~，(’() 0 ‘1(}0 a 5:,‘’‘’.0 6;:'000Time (~f'(')

U]

성￠

>r

。i

’ι

입구배건 파손시 냉각수 유량 변화 (계속)

74

수조밖 원자로그림 .8. 1. !.1-t

-,---」

1:1. ()

~----- p ‘IffiD 5~ ... rJ~~~~P~검

'lJ

V 100-l

「，，

「|「|

1

」

l

」,|1」，

‘

。。ι

5.000 60000

수조 수위 변화

4000.0

(sec)

수조밖 원자로 임구배관 파손시

Time2000.0

그럼 .8 1. I. 1-2

Deteclor Loca t.i l Ji'

Chimney Bollon 1

Lower Plenum

Bvpass valve Close

? "f Pump Slop400000.0

(‘“ι)

4

띠~m입 2UOOOO.0,...ιi

4000.0

Tune (S l;' c·)20000

수초밖 원자호 입구배관 따손시 압력 연화

75

그림 .8. I. 1. 1-3

기

””‘li

.‘u--aL

~ 05.......-r긴

-‘U....'-'-<

l....~~._---I i I j I

2000.0000

000 600000

노심출력 변화상대적

400000

Tun E' (전 p C')

수조밖 원자로 입구배관 파손시그립 .8. 1. 1. 1-4

\~‘'--j

‘WOU (1

TIllW (:-， ~c)

._ J]200

ChannelChannel

!l otHot

-- :36-elel8-el f'

(m

\야ν:φ

칭 100rY:。rl

，.....겨

」

o 0 十 -~，-.

0.0r ---r-r-rGCOO.U

..--.--r.----.‘ j--r

‘;(, UU 0

유량 변화수조밖 원자로 입구배관 파손시 꾀대열출력 채널

76

그럼 8. 1.1. 1-5

FuP\ Cenlprhne익hPi‘ thChannel (’ nolant

- - - Core Inlet Coolant00 。 그 Q Fuel C'enterhn('

(COBRA-IV/KMRR)

·HlO {) (

ι」 R<c> a l't.ol· TI‘ Ip

t

Flap O!H'n

j<#...,......- ..... "":~-.::'::-;‘_T>"r:""""~~π ..~~----

• --------l /” ---------“--~-----、- - - - -’;는즙~뇨:효::>.J:냥---------------------~

h

P····b

。。

잉

,.‘i]ro」

띠

c. 20‘) l’ [r"'-디

rc-

0.00.0 6000.040000

(.;ec)2000 ‘ 0

TUlle

수조밖 원자로 입구배관 파손시 36-몽 핵연료 최대열출력-채낼

핵연료 및 냉각수 온도 연화

그린 8. 1.1. 1-6

-- Fuel Cen terhneSheath

- - - - - Channel Coolant- - - Core In I.- I. Coolant

。口디다디 Fuel Cr- n I.e 1 hne(COBRA -IV/KMRR)

)끼l「‘

j

U때(

L)

‘~....U0.. ~OO ()[[....잉

•". --- -.~

,,-,--•, .4‘”’‘’ .0(、 f'(: )

r-r‘a’)000

채널핵연료 최대열출력

Tune

수조맘 원자로 입구배관 파슨시 18-용

혁연료 맞 냉각수 온도 변화

77

!-7그럼 8. 1. 1

40

IP 0

I다뇨i

:디 3.0 ι」

MCHFR = .3 0:'

MCHFR = ~ 91

메쩌빼없

νν

」‘」‘

AA

An

RR때%

,‘,‘‘I·‘

찌때삐찌

써삐쩌쩌

’nhhh

「‘「‘「tpι

아아아야

HHHH

eeee

얘fff

$·대%ωm

-…’매

--·D-?

·0

--,

。

2.00.0

그럼 8. 1.1. 1-8

I I -- I ’ I I l-~-I

:'00.0 1000.0 1500.0

Tune (sec)

수조밖 원자로 입구배관 파손시 L.11t'~ 변화

78

기|||’’llt

----- Total Flow-- Cure Flow

BYv3SS Flow- - - Br E' ~dζ Flow

15000.0

「---i / FllInI, 、 top

Bypns') Vnlvel Clo"' t>

'; \

\I i I Iτ

;0000

”--)…

(m\

야ν{)

Q)

깅 400.0~

>r

。{』

000.0 .Jooaa.a

IT카

.::0000.0

수조밖 원자로 출구배관 에손시 냉각수 유량 연화

‘~‘~‘----------‘

‘~‘~‘

J0000 0

TUlle (sec)

1 , I ! i I I

10001’.0Till1 P. (S p. (;)

Iii I I i I ,- I j I I 1,000 U

그럼 .8. 1.1. 2-1

5.00.0

15 a

Q)

& lO O~{。。ι

디

수조 수위 변화수조밖 원자로 출+배관 다손사

79

그덤 .8. 1.~. 2-2

-’ }’ 11mI' Stu I'

---__r-끽 UE' le c: tur Lot all (l nf ‘ hlmn E'y BollolllLow E> r P1l:'nu lTl

BY\J:\늑‘ 、 :\Iv.. CI‘’익e

t4000000

(3[{

nmm

잉·i--m

mφ·i

ι

’nun

u

nunU

200000

압력 변화

150000

수조밖 원자로 출구배관 따손시

100000

Tim l" (닥PC· )

5000.U

그립 .8.1.1.2-3

T|

「‘」

.|1

，」l」

””-

ω

-써떼

「‘rTτ----r---:-+ - r-r-, I I I I I i I"

100‘’‘’ ()O 1:.0<’(IOOTun(' (“‘c)

i

띠i;3n}

::-' 0 :)....i

'"-Q)--.>

‘-

노싣출력 변화수조박 윈자로 출구배관 1I}손시 상대척

30

그림 . ~. ) . 1 2-4

「냥H/띈

~O 0 -,---

Chan/wiChannel

HotHot

:36-elelB-ele.

(m\

야ν{)

(l)

검 10.0 -며·;。l

’ι

20000.0

채널 유량 변화

x50000 10000.0

Time (sec

수초밖 원자로 출구배관 표파}손시 최대열출력

15000.00.0

o 0

그립 8. 1. 1. 2-5

-- F\lel Center lIneSh.eath

- - - Channel Coolant- - - Core Inlet Coolant

。 0000 Fuel Cenh'I'hne(COBRA-1V/h:MRR)

1,,‘…meR/?‘

D

,100.0,..-‘ι」

、‘-

iι

j......,띠

;에

(l)

Q ‘ ;WO 0딩p

E-

뚜;i;;-꾀~onOl’ ”‘ ’ ~-ra-I I I I I ’ ‘ , I I I ’ ‘ I I ’

~onn () 100‘”’ () 1:-,‘’00 0'flInf' ( 、f>C)

채닐수조깎 원자로 출구1I:1관 따손시 36 봉 핵연료 최대열출력

핵연료 빛 냉각수 온도 변화

81

그램 8. 1. 1 2-6

j

-- FU l:' l C’f'nt t' lhn f'

;, heathChannel Coolant

- - - ('01‘ e Inlet Coolant。 OC 그。 Fuel CenteJ lIne

((,OBRA-IV/KMRR)

400.0，-、‘

u

nvnum

잉」걷‘}3·I

띠(}i·:

φr「

..-.."._- - ..

.~-~;;-;:조쿄ZJ;τ--二-;-; ; ; :;;;二

0.000 5000 0 10000.0 15000.0 20000.0

Tinw (s p C')

수조밖 원자로 출구배관 파손시 18-몽 책연료 최대열출력 채널

핵연료 및 냉각수 온도 변화

그림 8. 1. 1. 2-7

4.0

‘

Iζ

μi

엽 3.0ζ)

MCHFR = 2. 95

뼈뼈

찌”께

AA

RR애

애

PL

Pk

.R

‘터리

‘아

삐삐m

뼈

댄야아써대

아야따m

HHHH

ep

ep

」펴낸에

캔mω%씨뻐

-·o-“

,디

--·0--’

n

-‘

。

G.O0.0 10000 ::.υ00.0 30000

Tirn f' (sp C')

그 럽 8.1 12-8 수즈밖 쥔자로 출구배관 파손시 CHFR 변화

82

-----,下ττTτ

(

띠\

해νi)

- - - Total pes Flow-- Core Flow

Bypas~ FlowBreak FlowU

뻐잉、}{써얻

>r

。{μi

000.0 10.0B.O

(sec)4.0

Time~.O

유랑변화수조안 원자로 입구‘지관 파손사8. 1. 2.1-1그럽

ChannelChannel

HotHot

-- :l6-ple.l8-ele

{I • I I I , I I I ，셔rrrT"-TTT, ’ I I I I I I ’ ‘ J , I ! ’2.0 'LO G 0

Ti l1H' (안. (; )

(

띠\뼈υ:

000.0

=。i

r]

채널 유랑 변화수조안 원자로 입구배관 파손시 최대열출력

83

그럼 8. 1.~ 1-2

r-l()()lJ ()().O -

(

며[{) Uet t'ctol' LOCdt lUlI

Chimney BollomLcnvpr Plenum

10.0A 0T

G.O

(sec)

수조안 원자로 입구배관 파손시

4.0

TUlle

T~.O

(1)

ι‘

m입 2‘)0000.0

Q‘

0.00.0

변화압력그립 8. 1. 2.1-3

-- Fuel Centel hneSheath

----- Channel Cuulant- - - Core Inlet (‘ nolant

00000 Fuel Center iJ ne(COBRA-!\‘ /h: ;'IRR)

j

0빼(

-]-)

1-_~-:_ :: ~~:-_- _: ~ :_- ~ ;~_-_- ~-:~-__ :-__ :-_- ~:::-- :: J00 늄---rro-r--，: I r I I , , , , , I. I I I I I I I I I i I I I "!" j I I I i I I I

Ti 1l1 P. (sec)

극다nCJ

;:::i}

성

~‘잉

:‘ 200.0[f'"i

c,)i

채널핵연료 최대열출력수조안 원자료 입구배관 따손시 36-봉


84

고럼 8. I. 2. 1-4

400.0 -

-- FU t'1 (‘ en terlin p.Sheath

----- Channal Coolant- - - Core' Inlet Coolant

。 ooooFuel centerline(f:OBRA-IV/KMRR)u

ψ’<

그〕

얘’’

납--0-얘 6 6

Q)

Q ‘ 200.0 g띠

e껴 • .0 •••

낙

녁-------------‘ -----------------------~

0.00.0 20

I8.0 1004 0 6.0

Time (sec)

그럽 8. 1. 2.1-5 수조안 원자로 입구배관 파손시 18-봉 핵연료 최대열출력 채널

핵연료 및 냉각수 옹도 변화

40a a R 。。

. .MCHFR = lO')

p::』‘:디 3.0ιJ MCHFR = 29 ,]

-- 36-ele.18-ele.

• . • • • :36- E" leJ 00000 18-€'le.

2.0 Iii I I I I n ’ I I I I I I ’0.0 2.0

Hot ChannelHot ChannelHot Channel (COHRA-}\.' IKMRR)Hot Channel (COBRA-IV!KMRR)

I I , I I 111 ’ I r I I I I I I ’ I I I I I ’ I I ’ ‘ ’ n껴40 GO UO 10.0

Tun E:' (Sf'(')

고럼 8. 1. 2.1-6 수즈안 원자로 엽 듀배관 마손시 CHFR 변화

35

”‘lJ

N川

ChannelChannel

Bl' t' dk FlowBypass FlowCor E' Flow:36-ele Hot18-ele. Hot

(m\

ν1>{

)

ω

i ‘ 4000ro

20 30Time (spc)

수조안 원자로 출구배관 파손시

·onu

onU

>{

。{’ι

5. 。40

유량 변화

1 0

그럼 8. 1. 2. 2-1

De leclol' Location- - Ch~mney BvlloiU

Lower Plenum

400000 , 0

(

떠[{)

U

.....

..-'("

입 200000.0

0..

4 () "j 0ITTII1"OTTl

20

TUlle

3월1

앙력 변화JT~손시수조안 원자로 출구배관

D6

그럼 8 , ~ 끼. 2-~

4000

-- Fue! C'enlerhneShealhCure OnUel Coolanl

- - - Cure Inlel Coolan t”u때

U·i

킹‘}

떠」u

ι다]U

」‘

(υ‘

)

‘-

~------------------------------------

「40

1O

、)

3

앉/ll

,‘

T1.0

0.00.0 :) 0

채널수조안 원자로 출구배관 파손시 .)V-봉 핵연료 최대열출력

핵연료 빛 냉각수 온도 변화

~.O

Tune

그립 8. 1. 2.2-3

-- Fuel Cenle.·lmeShealh

- Core Outlet Coolant- - - Core Inlet Coolan t

p

::l침 200 ‘ O

U0..

EU은i

(?)

I I I J I I I I I I I I I l -r-r-’4.0 S.U

。。￥ :「「 7며며획0.0 1.0 .~ II :'-l)

TIlHP. (S P' C)

치:널원자로 출구배관 피손시 18‘봉 핵연료 최대열출력

빛 냉각수 온도 변화

87

수조안

핵연료

그렘 8. 1. 2. 2-4

4 ()

Iζ ~...ι

:디 30ι」

-- J6-elemenl Hot Channel18-elemt'nt Hot Channel

20 l ’ 1 I 1 I ’ I I I I ’ ! ’ I I I' ’ '1 I I I I I I I 1 I I I l ’ ITTI ’ I I0.0 1.0 2.0 :3.0 4.0 5.0

Tune (sec)

그럼 8. 1. 2. 2-5 수조안 원자로 출구배관 따손사 CHFR 변화

88

8.2 일차 냉각 힘프 고착 사고

I ) 사고 개요

유동 상실 사고 중 가장 심각한 시발 사고(Ini tiating Event)는 펌프 임펠러

(Impeller)의 고착사고이다. 펌프 임펠러가 회천축에서 이탈되어 소용돌이관(Volute)

내에 고착되면 임펠러 각속도가 급격히 감소되고 유통 저항으로 작용한다. 손상되지

않은 펌프에 의하여 손상 펌프 쪽으로 역방향의 유동이 생기기 시작하지만 열교환기

출구에 설치된 체크 밸브가 곧 이를 막게 된다. 원자로 하부공동 유입관에서의 저유

량율에 의한 비상 정지 신호가 원자로 비상 정지 계롱을 작동시켜 원자로 출력이 급감

한다. 버손상 펌프에 의한 노심 냉각이 원자로 비상 정지 이후에도 계속 유지된다.


본 해석에 사용된 해석 조건 및 주요 가정은 다음과 같다.

ill 정격 출력 운전 중 일차 냉각펌프 고착 사고가 발생한다.

@ 원자로 제어계롱(RRS)의 저유량에 의한 출력 감발은 고려하지 않는다.

@ 원자로 정지 계통(RPS)의 저유량율에 의하여 원자로는 정지한다. 저압력 비상

정지신호 (Primary Trip)가 먼저 발생하지만 시고 해석은 이차 산호인 (Ba<..kup

Trip) 저유량 신호에 의하여 원자로가 정지한다고 가정한다.

@ 비상 정지와 더불어 운전실 내에 정보가 있지만 운전원 개입은 허용하지 않는

것으로 가정한다.

(5> 2 차 냉각계통은 정상적으로 작동안다고 가정한다.

@ 고장난 펌프 배관에 설치된 체크 밸브는 RE내P5/KMR.~ 코드의 mot ;Jr valve를 이

용하여 역방향 으로 64 kg의 유량이 흐를 때 완전히 닫히도록 모델하였다.


원자로 각 부분의 유량을 그림 8-.2-1애 도시하였다. 임펠러 고착에 의하여 유통

이 즉시 멈추게 되어 사고 후 2초여만에 초기치 381 kg/sec 에서 0으르 떨어진다.

손상 펌프쪽 배관 중 열교환기 후단에 설치된 체크 밸브가 닫히므로 유동의 변화가 있

지만 곧 안정된다. 노심으로의 유량은 체크 밸브가 탈히기 전인 1. 38초에 최소치

395 kg/sec를 니타내고 밸브가 닫흰 푸 430 kg/sec로 증가된다. 비손상 펌프에서는

유량이 약 482 kg/sec 로 2초 만에 증가한다. 이는 새로 형성된 유통회로의 유동 저

항이 감소됨으로써 펌프의 작통점이 이동되었기 때문이다. 원자로는 저유량 비상 정

지 신호에 의하여 1. 37초부터 출력이 감소하기 시작한다. 손상 펌프 앞윗단의 압력

변화는 그림 8.2-2에 도시하였다. 그럼 8.2-3운 비손상 펌프의 압력 변화를 나타낸

다. 그럼 8.2-4는 36 빛 18-봉 핵연료집합체의 중섣 최고 온도와 피복재 최그 온도를

fi9

나타내었다 36 및 18-봉 핵연료집합체 최고온봉의 경우. 1.38초에 319 빛 34 7"C로

최고치를 보이나 원자로 정지 후 98 빛 105'C 이하로 유지됨을 알 수 있다. 부수로

상세 해석에서 MCHFR 값과 중심 최고 온도는 36 및 18-봉 핵연료집합체에서 각각 2. 13

및 2.61. 343'C 빛 374 'C로 계산되였다. 따라서. 본 사고의 열수력학적 분석 결과 핵

연료 건전성은 충분히 유지된다고 판단된다. 그림 8.2-5.8.2-6 에 부수로 해석 결과

계산된 다-IFR 값과 중심 최고 온도의 변화를 나타내었고，사고 이력은 표 8.2-1 에 기록

하였다.

4) 결 론

2 대의 일차 냉각계통 힘프충 한대에서 임펠러가 고착될 경우. 사고 2 초후 노섣

유동은 새로운 정상 상태흘 유지한다. 핵연료는 건전성을 유지하므로 방사능 영향은

없다.

9(1

표 8.2- 1. 일차 냉각 펌프 고착 사고시 사고 이력

시 각 (초)

0.0

o. 76

0.82

1.'37

1. 38

1. 40

사고 이력

- 냉각 펌프 한 대 임펠러 고착

- 저압 비상 정지 조건 도달 (primary trip)

- 저유량 비상 정지 조건 감지 (backup trip)


- 노섬 유량 최소치 도달


- 피북재 옹도 최대치 투-탈

91

- - - In ldc t. PUI IlP- - - - - Core

(U

띠띠\

야ν{)

- - _.. - -- - _.. - - - - -

.. ----_/‘- ---、 - .-- -- - .- .:j(’u -

-- Failed Pump- - Bypass

Check Valve

‘ ‘

ψ}iN

∞

〉「。{』

mmmE 100 -• --

3025201.5

Tune (sec)

I1.0

r'0.3

0-

-1000.0

유량 변화고착사고시임펠러그림 8.2-1

김

l!，〔써

\

‘•.

i뇌이

nri--

,l,,J,,‘

-- SuctionDischal‘ge

\V‘\; ‘ •

-」

---\\-‘‘

---n

”“”「1

「3

74ll겨l4.

‘,!}il

‘

|1

」」

!l

「!l

대

l

「|→---.『

m

M

m

m

m

m

m

o

m

%

M

%

mω

M낀

m

(성〔{)U」3m띠띠r￡

r-r-r2.5~.(\

I I I 'II

lllll f' (SN:)

r-r-r1 0

‘ r"o ")

앙력 연호}사고 펌프의고착사고시

97.

암펠커-럼 ~ 2-2

700000 ..,nu

lN--(떼

M

뼈

(띠ι)~

ip임 300000ω

p..200000

100000

00.0

“.. ‘' ..

-- SuctionDischarge

돼r~1\;\2.5 3.0

그립 8.2-3 임펠러 고착 사고시 비사고 펌프의 압력 변화

「4l뼈

05 1. 0 1fi 2 0Time (~ec)

- - - 、

;300-L - - -

J

’-‘j

‘-'석 200....ωr、

~‘[i....mιi

‘ IDO

()

0.0

\

、

\

__._,.---- OJ • ---•._-------- -“

- - - Ceuterhne (:36 Elempllt)-- Surfaee (:36 Elp Int'nt)

- Ceuterlme (18 Elemell l)SllddCe (1 fI Element)

-r---r-r- ‘-'..---r ’0.5 I.U

r-T-'I • I I I

T lI1H' (S l"(')

,-- '---r-T"，-了「

~ () '-! 5-rl

..:.-------‘......

• ‘ ~.“ -.'--

그럼 8.2-4 익펠러 고착 사고.q 핵연료 온도 변화

93

-, 0

40

:3.0￠~

:::r::u

2.0

0.0O.。

4GO

ιj

φa300...ctl」

(1)

Q‘

§aooE-<U

다.....i요 100다(1)

u

I!lll!

n

Dj/

’

”

。

、

”

써냉팩

‘‘、

。


。 OOOU 18 Element(COBRA)。 0000 36 Elemenl(COBRA)

1.0

1.0 2.0 3 ‘ O

Time (sec)so40

그립 8.2-5 임펠러 고착 사고시 CHFR 값의 변화

o D n o o 。。n

Q •__ _,"'l OV 、\ n? ι o U ,. 0 。、;

년 --------、。\\ \

씻n \ \ ‘

、

‘

- - - RELAP (36 Elemen t)-- RELAP (18 Element)

1)'-'(11)" , COBRA (:16 Element)oooaoCOBRA (18 Element)

fo 十.---r lft)IJ ’ I 1 I • ’ ‘ ’ [00 O.카 1.0

n

「τ「2.0 미

건'-lT~

Tune (sec:)

그럼 8.2-6 입펠러 고작 사고사 쩍연료 중심 최고 온도 연화

9<1

9. 채한사고 해석

9.1 설계기준지진사고

1) 사고 개요

가상적인 설계 기춘 지진(De"i go Bas i s Ear thc;uake , DBE) 이 발생하더 라도 원

자로가 적절하게 냉각되고 안정될 수 있음을 입증하기 위해 본 사고를 해석한다.

κ뻐R 부지에서 설계기준 지진이 발생할 확률은 10-· 회/년 보다 작은 것A로 명가

된다. (1 0) 이 사고해석을 위해 다음과 같은 조건을 가정한다. 측. 지진이 발생

하면， 이를 대비하여 원자로 건물을 포함한 내진설계왼[3] 건축구조불， 콘크리트

차폐벽. 수조라이너 및 수조내부의 기기， 일차냉각계통 빛 반사체 계롱은 지견발

생시 건전성을 유지하고， 정화계통동 내진설계되어 있지 않운 다른 부분들은 따

손된다고 가정한다. 이와 동시에 외부 천원도 상실된다고 가정한다.

지진이 발생하면 파손된 정화계롱 배관 부위로 수조수가 원자로 건물로 방출

되기 시작하고 수조 수위가 줄어틀기 시작한다. 원자로실로 방출된 냉각수는 건

물바닥 배수조로 유입되고 다시 액체폐기물 계롱으로 방출되면서 냉각수누출 경

보가 울린다. 수조수는 수위가 배관 파손 위치에 도딛갈 때까지 계속해서 방출

될 것이다. 파손된 배관 위치는 정상운전시 수위 0.3 m아래 두 곳과 0.74 m 아

래 한 곳이다. 한연. 외부천원외 상실로 인하어 일차계통냉각 펌프는 정지한다.

천원 상실과 동시에 일차냉각계통 우회유량을 조절하는 공기식 글로브밸브

(globe type valve)는 fail-safe 개념으로 설계되어 시고와 동사에 완전히 개방

되며， 우회배관과 연결왼 정화계통 배관에 설치된 공기의 힘으로 움직이는 ball

type 격리 밸부는 압축공기계롱의 상실에 따타 자동으로 닫혀 일차냉각계롱을 격

리하여 우회배관에서의 냉각채 유출은 방지된다. [4 , 8] 지진이 발생하더라도 안

전퉁급인 원자로 보호계롱은 건천성과 기놓아 유지되며， 외부 전력공급이 차단될

경우 정지봉 가압 펌프의 전원이 차단되어 노심으로 정지봉이 낙하하여 원자로는

정지펀다. 제어봉은 정지봉과 연동되어 정지봉 삽입시 노심으로 같이 삽입되나

보수척￡로 이를 고려하지 않았다. 원자로가 정지된 후 용꾀열은 일차 냉각회로

를 통한 자연대류로 제거되며 최종척요로는 수조를 통한 자연 대류에 의해 핵연

료 냉각 상태를 유지하여 안정된다. 전체 사고 거동은 수조 수위가 o. 74m 줄어든

것을 제외하면 전원 상설 사고와 같다.

그럼 9.1 1 응 설계기준 지진사고시 사고경위를 나타내는 사건수목이다‘ 그

럼에셔 사건경위 2와 3 은 확률척으로 불가능하므로 사고경위 l 을 따라 본 사고

를 해석한다，


본 사고해석에서 사용된 해석조.긴 밍 주뇨 가정사항을 정리하연 아래와 같다.

CJ5

CD 정격 출력 운전중 DBE 가 발생한다

@ 수조， 원자로우조불， 반사체계통 및 일차냉각계롱 동 내잔설계된 것은 건

전성을 유지한다

@ 정화계통중 내진설계되지 않은 배관 빛 부품은 DBE시 순간적ξ로 파손된

다. 배관 파손위치는 원자로수조와 작업수조에서 정화계통으로 틀어가는

배관과 정화된 후 작업수조로 들어가는 배관의 수조밖으로 가정한다. 따

손 크기는 배관 직경이 5.25cm (2 067 :nch) 이므로 양단파단을 가정하여

2.165x10-3m2으로 하였다. 파손배관의 높이는 2 곳은 84.2 m 이고. 1 곳은

83.66 m 이다.

@ 원자로는 정지봉 가압펌프의 전원차단에 따른 정지봉 노삼 삽입으로 비상

정지되며， 정지 지연사간은 보수적으로 0.62 초로 가정한다.

@ 제어봉도 외부 전원상실로 정지봉과 동시에 노심에 삽입되나 보수적으로

이를 고려하지 않는다.

@ 천원상실에 따라 우회유량 초절밸브는 자동으로 완전 개방되며， 정화계통

격리밸브는 닫힌다.

@ 사고 후 900 초 까지는 운전원의 조치를 고려하지 않는다.

@ 플랩 밸브는 수조측 압력이 배관내보다 o - 100 Pa 크연 열리도록 설계

되어있으나 해석에서는 100 Pa 이되연 열리도록 보수척으로 모델하였다.


설계 기준 지진 벌생에 따른 사고 이력은 표 9.1-1 과 같다. 전체적으로 수

조수의 일부 방출에 따른 일차계롱내 약간의 압력 변화외에는 천원 상설 사고와

같은 사고 거동을 보인다. 지진 발생으로 인해 정확 계롱의 수초수 출입 배관이

파손되면 파손된 부위를 롱하여 수조수가 원자로실로 방출되기 시작한다. 3곳의

파손 위치를 통해 방출되는 냉각수 유량은 사고 발생 약 2 초후 최대 13.4 kg/s

에 도탈한 후 수초 수위의 감소에 따라 녁서히 줄어든다. 지진과 함께 외부천원

이 상실되면 일차냉각계통 펌프와 정치판 가압 펌프는 곧바로 coastdown 하므로

노십 유량 및 일차녕각계롱 압력이 감소하기 시작하고. 0.02 초푸 정지붕이 노섬

에 삽입되기 시착하므로 원자로 출력아 급격히 줄어든다. 시간에 따른 노심 빛

일차계롱 여러 곳에서의 유랑과 방출유량의 변화는 그럼 9.1-2 에서와 같다. 그

립에서 보듯이 노심 유량은 사고 1. 23 초 후 제어계롱의 저유한 설정치에 도탈하

고. 5.5 초 후에는 정지계통 저유랑 설정치에 도달한다. 냉각수 방출에 따른 수

조수위 변화는 그럼 9. !-3 에 그려져 있다. 수초 수위는 사고시작 약 46분 후

수조수위 저-저수위 경보 설정치에 도탈하고， 약 87분 후 수위가 파슨된 배관 위

치인 83.66 m 즉. 정상 수위 보다 O. 74 m떨이지연 더셔상의 수조수 앙출과 수위

감소는 없다. 일차냉각계통 펌프와 정지봉 가압 펌프의 전기농 상실에 따른 일

차계통내 여러위치에서의 압력 연화는 그럼 9.1-4 에， 원자로 출력 변화는 그럼

9.1-5 에 나타내었다. 일차계통내 암력은 펌프 정지에 따라 유강 감소와 함께

수두에 의한 압력과 비슷할 때까지 빠르게 각소한다. 사그L어l 따른 36 빛 18- 용

‘ I f)

핵연료 최대열출력 채널의 유량변화는 그얻 9.1-6 에 나타내였고， 그럼 9.1-7 과

그럼 9.1-8 에는 최대 열출력 채널의 핵연료 온도와 냉각수 온도변화를 표시야였

다 36 및 18-용 핵연료 집합체에 대해 핵연료봉 최고온도는 사고 0.62초후

각각 296.9°e 와 325. lOe 에 도탈하나 원자로 정지후 급격히 줄어툴다가 유량아

완전히 갇소하면 서서히 중가한다. 최소 CHFR 의 변화는 그럼 9.1-9 에 그려져

있는 데. 36 맞 18-용 핵연료 최대열출력 채널에서 채널 유량감소에 따라 서서히

감소하다가 노십출력이 줄어들기 시작하는 0.62 훗에 최소값야 2..87과 3.02 에

도달한 후 급격히 증가하므로 임계열속 (CHF) 현상은 발생하지 않는다. 이 후

플랩 밸브가 열리기 전까지는 이차계통에서 열을 제거하지 못하므로 일차계통 냉

각수 온도가 서서히 증가하고 이에따라 핵연료 온도도 증가하다가 사고 발생 약

54 분 후 플랩 밸브가 열려 수조를 통한 자연대류가 시작되면 핵연료 온도는 찬

수조물에 의해 다시 감소한 후 88°C 정도에서 냉각상태를 유지한다.’ 이 푸 몽과.

열 감소에 따려 핵연료 온도는 계속 서서히 감소한마. 한연， 그림 8. 1.1. 1-7.

그립 8. 1.1. 1-8 빛 그림 8. 1. 1. 1-9 에서 ·보듯이 R타AP5/KMRR 과도해석 결과에 의

한 경계 조건을 사용한 eOBRA-IV/KMRR 부수로 해석 결과에 의하연 본 사고시 핵

연료 중심 최대 옹도는 36 빛 18-봉 핵연료 집합체에 대해 각각 291°C 와 321°C

로， 최소 eHFR 은 3.31 과 3. 79 로 각각 계산되 었다[39].

따라서. 이상의 해석 결과 본 사고시 핵연료 건전성은 충분히 유지된다고

판단된다.

5) 결 론

본 사고에 따른 핵연료 최대온도는 정상치 보다 3 °c 이상 증가하지 않으며.

사고동안 임계열속 현상도 나타나지 않으므로 핵연료 손상이 발생히지 않는다.

따라서， 방사능에 의한 영향은 원자로 건물로 방출왼 수조수에 의한 것밖에는 없

으며 이는 허용기준에 비해 무시할 정도로 작다. 따라서， 방사농 영항 명가는 따

로 필요하지 않다.

97

표 9.1-1 설계 기춘지진 발생 사고시 사고 이력

시 각 (초) 사고 이력

0.0 I - 정격 출력 운전중 D8E 별생- 이차냉각계롱 및 정화계롱 배관 따손

- 외부천원 상실， 펌프 코스트다운 시작， 우회유량

조절밸브 완전 개방

0.62 I - 원자로 정지. 노심출력 감소 시작

- 핵연료 최고온도 도탈

- MCHFR 발생

2770 I - 수조수위 저-저수위 설정치 도달

(46분)

3214 I - 플랩밸브 개방

(54분) I 수조를 통한 자연대류 시작

5200 I - 수조수 0.74 m 떨어짐 (수조수 방출 중지)

(87분)

98

otr-(I-

원{<

-〈뎌{〈원-κ빠

-R{Rmr.{li

.a

많다

〉、

Qσζm;Ql <::>L‘ en <

μ， -.::‘ ‘ ’’ n。φQl

ωcuω그 <m> cαr〉〉

..... ‘ f \.0

m”〕이

‘

@σ「mmU3 -. 。l M

if}

c。 l/)..... l..... Qlm 이 Fζ〉1-i <>U

u그」ι:s、

-.::'

--- ;m>u μ}〕Z

Q‘- ctl이」그』”•, ctl

z여 ;>

ι。

I。 l

。Q。l

+' 00Q밍 ιn

• J IJ')

띠며Qa。」‘ am

〔。/η-‘」

L。 m Iζ

μ ν〉1、

~@

0:::

00

며(1)이움@‘ Fj ‘

융 Eμi CQ>i

i

.~‘ ..... .。이@띠Lm

i

t99

Br f' ak Flow- By!';‘s 、 Flow

--- Corp Flow

III’‘’ (I

(m\

야ν{)

ι

검 ·tOO (I

Cζ

‘rr

。{L

TTj500.0

Break Flow- - Bypass Flow

-- Core Flow- - Flow Vla Flap Valves

:300.。

(sec)

설계 기준지진 발생 사고시 냉각재 유량 변화

400.0200.0

TUlle100.0

그립 9.1-2.

0.00.0

40.0.r-‘、

ul、、、

늘nv.....

‘--

3~- ~ ~ - --- ~ ----」Xno밥쉰 ; [; ;;; ;; ri ;; r r; JL j 1;;7r?;j

Tll l1P. (:-;p.(:)

φ‘}

{ωwi

200」...。

~

μi

냉각재 유랑 변화 (계속)발생 사코시설계 7!눈지진

iOO

그럼 9.1-2.

14 a(E)

<

잉if

잉]

- ~ .. ‘ -'. -._------------..---- ---

•-------••------• •'-강 120。

0..

10.0 t"""" I'''''''' 'I"'" ""I'"'''''' """",,!0.0 10000 2000 0 :3000.0 40000 5000.0

Time (S Po(:)

기준지진 발생 사고시 수조 수위 변화설계그럼 9.1-3.

--,

Detector Location..... Chimney Botlom

- - - - - Lower Bo t.! om-lonooa

(

떠n{

ω::1m없 200000-다i

、 --- ----------------- ---------~------------‘------------.--..-. .. . . __._ " " - _. -_. -_ --_._.-._. - - _.-.-

”

---‘

,l

l4--

…T

UR

T

-끼

「Uπ빼

oi,h00 I‘100 0 .!’)000 :“lO/) ()

'fUl l(:‘ { 늬 P C')

셜계 기준지진 딸썽 사고시 알력 변화

ln”

그립 9 1-4.

‘‘‘‘‘---‘‘----!!,’

rj

」·i

b‘;

。L

~ 0:)..-~

...J

선I

U여

1000010Time (sec)

설계 기준지진 발생 사고시 상대척 노심 출력 변화

10001000.1

그림 9.1-5.

0.00.01

20.。

[‘hflnnelChannel

HotHot

36-ele.18-ele.(

j\

때?i

Q)

깅 100tζ

‘;

。{μ【

~\1\: τ ....._- .τ~--.--← .....,. •• .. .. • • •• -:- -'~.--..~() 0 -i““ ’ “ I'‘’ .0 10UO.0 2000.0 :~OUU.O ·IUOO.O :1 ')00.0

Time ( 넉P ‘ )

설계 기준지진 발생 사고시 최대열출력 채널 유랑 변화

102

그링 9.1-6.

”””””,1

ιj

U

~

-'이 걱00.0

Q)

Q ‘E밍

E-<

- ‘---,

T‘、l. max = ι ‘IG <)’(

--- FtlP I Ct:' ut f' rl In t'SheathCor E' Inl E'‘ Coolλnt

- - - <.’ hannel Coolanta 디 。 00 Fuel Centerline

(COBRA-IV/KMRR)

히n\

、

x =' .14:3.7'C맘누~--

- - - --•------------------------~------------_.... -------------------------------------------

000.0 2.0 4.0 6.0 8.0 10.0

Tuue (sec)

설계 기준지진 발생 사고시 씩-봉 핵연료 최대열출력 채널


그림 9.1-7.

-t OO 0 -.

u

~l

-‘5-'(';j 200.0」

잉

ζι

「‘Q(l)

E-<

-,

-- Fuel CenterlIne- - - Sheath

- - - - Core Inlet Coolant‘ - - (hannel Coolant

Flap Open I-，---τ:-~~-=-=-=--=-=--=--:←- _ _ _ _ - - - - - - '. r I

00 ~ ,-,',' 1 I I " I 1 I I I I I I , I I , I I I I I I I l

0.0 IOOU 0 '::OUU U '3U lIU U 4UOU.U 카 onn 0

Til l1P. (넉P.c:)

ι

그림 9.1-7. 실계 기준가진 발생 사고시 36-봉 핵연료 최대열출력 채널

핵연료 빛 냉각수 온도 변화(체속)

103

FIIPI (t> nlp l"l lllP‘、 lip ，‘ thCorp Inlpt ('ool:\n ’

- - Channel f'(’‘ llant디디디디 o Fllel (‘t'n t.erlme

(COBRA- IV/KMRR)

‘ee, iTTt'l. n"l nx =1-τ

400.0

u)

딩

그.....rn 200.0 」

잉，、

,...[

Q

~ ~님-----끼 •

Tsh ,max =‘-.\.4‘~.B "C

- - ~- - - - - -~ - - -듣- -- -•- - - -. - - - - - - _. - - - -----------------_.- .-._.- ...••.• ••...• .. ... " -.- . - ....•.... - ...•...•, .•...

GO(sec)

설계 기준지진 발생 사고시 18-봉 핵연료 최대열출력 채널


10.0T

8.。40

TuneZ.O

0.000

그립 9.1-8.

-- Fuel Cent t'l"1me----- Sheath----- Core Inlet coolant- - - Channel Coolant

「----f

」---」

;」,‘-

nU

뻐

깐?r1rrrLr」--때

(9)

Q)

;:l•-’피 200.0

잉~、-pp~

---------- τ- -τr‘-←. - --、•‘- - - - •- --“------~-υ→ G--------

• - ~ .- - •

•-- -- - --------•- - ‘- - . - - -

/

t

rn---r-i ""'--"·γ-，-，ij ‘ ’ l ‘ I I I ’ I' I I

~OO(’ .0 .lOOO II <l OC/(’ (J

Tl1 n(~ ( ... p( ’10UO.0

00

0.0

채널~8-봉 핵연료 최i..H 열출럭

(계속)

사~시

연화

기준지선 발/2

벚 냉간쥬 온도

·4FU

l

설계

핵떤료

그립 9.1-8.

'1 0 J3

MCHFR = :1 02'0::ez..:다 :30 -k-_ ..니 」 ‘ _.、...-/’ MCHFR = 2.87

뼈뼈

νν

，커，「

AA

빼빠’---‘----、

뼈빼빼빼

대mmκω

아야야야

HHHH

eeee

」헤」펴냄

패mω%싸얘

-“

‘。

---。

-“

l

0

-…

”m

2.00.0 1.0 2.0 :3.0 4.0 :).0

TIme (sec)

그림 9.1-9. 설계 기준지진 발생 사고시 최대열출력 채널 CHFR 변화

105

9.2 비임튜브 따손 사고

다목적연구로에는 원자로 둘레에 방사형으로 모두 7 개의 비입뮤브가 있는

데. 4개의 표준 비임포트 (ST beam port) 와 각 각 l 개씩의 래디오그라피 비임포

트 (IR beam port). 충성자 조사 버임포트 (NR beam port >. 중성자 비임포트 (eN

beam port) 가 설계되어 있다 이틀은 모두 스테얀레스 스틸 (stainless ~teel)

로 만들어겼으며 내진설계되어 있다. [28]

원자로가 정상운전중에 수조내의 바임튜브가 파손되는 경우는 벼임튜브에

작용하는 수력척 힘에 의하거나 위로부터의 무거운 물혜의 낙하에 의한 것을 상

정할 수 있다. 그러나， KMRR 에서는 비임튜브가 받는 수력척 힘은 수조수 높이

에 의한 1 기압 정도밖에 되지 않으므로 내진 설계된 비임 류브가 수력적 힘에

의해 파손될 확률은 매우 작다. 참고문헌 30 에 의하면 WASH1400[31] 과 Data

b뻐k[32] 에서 6 “ 05.24 cm) 이상의 배관에 대해 8. 8 X 10-7 fI ftlyr 와 1.4XIO-7

f1 fttyr 의 파손 확률을 제시하므로 원자로 운전 기간중 수력척 힘에의한 비임튜

브 파손은 불가능한 것으로 판단된다. 게다가， 그립 9.2-1 에서 보듯이 비임튜

브가 파손되더라도 수조수가 원자로 건물로 방출되기 위해서는 시준기(244 mm

Dia. ) 와 비임튜브 housing (248 rom Dia. )사이의 틈을 거쳐 시준기 끝과 맞닿은

회천 셔터의 작은 구멍을 통해 흘러나와 방수설계된 알루미늄 격막 (Diaphram)

율 통과하여야만 원자로 건물로 방출될 수 있다. 따라서， 비임튜브가 파손되더

라도 버임튜브 같의 격막이 동시에 파손되지 않으면 수초수는 방출될 수 없다.

격막은 6mm 두께의 알루미늄으로 제작되어 있으며 방수설계되어 있으므로 수조

수가 격막까지 도달하여도 원자로실로 방출되지 않는다[33] .

한편. K뻐R의 정상운전중에는 항상 수조덮개가 닫혀있고. 원자로 상부에 위

치한 기중기는 연동장치 (Interlock) 에 의해 원자로 위를 지날 수 없으므로 실

수로 무거운 물체률 떨어뜨리는 일은 발생할 수 없다. 따라서， 수력적 힘이나

실수에 의한 물체 낙하에 따른 바임튜브를 통한 수조수의 방출은 불가능한 것으

로 판단합이 타당하다.

만약， 비임튜브와 격막이 동시에 파손되더라도 운천원이 회전 셔터 (Rotary

Shutter) 를 닫아 시준기 (CoIl imator) 내륙의 비 임 통로를 차단하므로써 수조

냉각수 방출율 최대한 줄일 수 있으며， 실험을 하지않는 비임튜브 입구는 차혜

플러그로 막혀 있다.

그럼에도 불구하고， 다북척연구로의 안칭성을 엽총하기위한 사고 해석을 위

해 원자로 운전중에 설치된 여러 비임 튜브중 표준 비임튜브의 하나에서 격막과

함께 피슨이 발생한 이종사고를 가정하였다，

전술한 바와 같이 벼임튜브 파손 사τl는 원자로 운전중에는 발생할 수 없

고. 훤차로를 정지한 후에는 핵연료 재장천시 툴체를 수츠에 떨어뜨리는 가능성

을 -~려해 볼 수노 있으으로. 비임튜브를 파손 시켈만한 아주 무거운 붉체를 멸

lOti

어뜨리논 빈도를 100년에 한번. lbar(g)의 압력에 격막이 파손된 확률을 1O-3 1 회

로 가정하면 비임튜브 따손 확률은 다음과 같이 평가되고， 이들 운전중 사고 발

생 확률로 가정하기로 한다.

- 원자로 운전 기간 3/31 (28일 운전후 3일 보수.유지)

- 기충기 연동장치 고장과 동시에 무거운 불처l가 떨어질 확률. O.Ollyr

- 수조안 비임튜브 단면적 7 X (0.248 X 0.7) m2

- 수조 직경 4 m

- 알루미늄 격막의 동시 파손 확률. 10.3

- 비임튜브 파손 확률:

3/31 X 0.01 Iyr X (0.248 X 0.7)/41l X 10-3 = 1. 02 X 10-7/yr

비임튜브 파손사고는 일.이차 냉각계롱야 모두 정상척으로 운천되고 노심냉

각에는 직첩적인 영향이 없으므로， 사고 직후 보다는 원자보 정지후 장기 노싣

냉각이 주관심 사항이다.

1) 사고 개요

그럼 9.2-2 는 가상의 비얻튜브와 격막의 동시 파손 사고가 말생하였다고 가

정하였을 때 사고 경위를 나타내는 사건 수목이다. [1 0] 그림에서 사건경위 2와

3 은 확률적으로 불가능하고. 사건경우1 1을 따라 사고전개 과정을 살펴보면 사고

가 발생 하더라도 노심냉각에는 문제가 없다. 즉， 비임 튜브와 격막이 동시에

따손되던 수조수는 수압에 따라 파손부위를 통해 시준기와 비임튜브 hO -lsing 사

이의 틈을 거쳐 시준기 끝과 맞닿은 회전 셔터의 작운 구멍을 통해 비임튜브 같

의 부서진 격막을 통해 원자로 건물로 앙출되며 이에 따라 수조수위가 서서히 떨

어지게 된다. 수조 수위의 연화로 일차냉각계롱의 압력은 서서히 떨어지나. 노

심 유랑은 일차냉각펌표가 켜l 갇 작동되므로 큰 변화가 없고， 핵연료 냉각도 정상

척이디. 표 9.2-1 은 수조수쉰에 따른 각 관련계롱의 작동 설정치를 열거한 것

이다. 수조 수위가 정상수위에서 5 em 떨어지연 수조 보충수계롱이 작동한다.

수조수 유출량이 보충수계통 주입량보다 크면 계속해서 수조수위가 감소하고 정

상수위보다 0.5 m 떨어지연 수조 저저수위 경보가 울리며 정지봉이 자유낙하하여

원자로는 정지된다. 이에따라 핵연료온도는 곧 냉각수 온도 가까이 까지 충분히

떨어진다. 이 때. 수조 저저수위와 연통되‘에 작동하는 우회유량 조절밸브는 운

전원이 다른 조치를 취하지 앞으면 자동으로 닫히도록 설계되어 있다. 원자로

정지푸· 수조 수인가 정상수위에셔 6 m 떨어지면 용괴열이 충분히 감소하며. 이에

따라 일차냉각펌프를 정지시키면 일차냉각계통을 이용한 자연대류에 의해 계속해

서 잔열이 제거띈다. 수조수가 칩니 구멍 위치 이하로 떨어지연 비상보충수 계

롱야 작동하여 수조에 냉각수름 공급함으로써 자연대류 유통의 순환 유로가 확보

되어 자연대류에 의해 계속해서 노심 잔열이 제거되며 핵연료는 안전한 상태로

107

유지된다. 비상보충수는 탱크로 부터의 중력에 의한 주입시는 11.4 kg/s 이고，

썽프(sump) 펌프에 의한 주입시는 13.1 kg/s 이다. (7)


본 해석에서 사용왼 주요 가정 사항을 정리하면 아래와 같다.

CD 정격 출력운전종 수조내 4 개의 표준비임튜브 중 한 곳에서 격악과 동

시에 순간적 따손 사고가 발생한다.

@ 파손된 비임튜브는 수조바닥에서 1. 6m 에 위치하며， 파손크기는 수조수의

유출 경로인 시준기 (외경: 244 mm)와 비임튜브 housing 사이의 틈 (2 mm)

의 연척인 1. 546XIO-3 m2으로 가정하였다.

@ 수조수 방출율은 베르누이 방정식에 의해 기술되고. 파손부위를 통한

유동 저항응 0 으로 가정한다.

@ 원자로 정지수위인 저-저수위는 0.55 m로 가정하고. 정지봉 노심 삽입 지

연 시간은 보수척으로 0.62 초로 가정한다.

@ 사고 15분간은 운천원의 조치를 고려하지 않는다.

@ 수초 수위가 정상수위 보다 6m 하강하연 펌프공동이 시작되지 않도록 펌프

를 정지시킨다. 이는 노섬유량변에서 보수척이다.

@ 사고 발생 경보 15 분후 부터는 비상보충수의 작동을 고려한다.

3) 해석 모델

수초내의 비임 튜브 파손으로 인한 사고 거동의 열수력학척 과정이 간단하기

때문에 몇개의 보수적인 가정을 롱하여 해석척 방법으로 이 사고를 분석하였다.

즉， 사고 기간중의 유량， 압력동 경계초건을 해석적으로 계산하여 RELAP5/KMRR코드를 사용하여 노심 부분만 모의하였다. 본 사고의 경계 조건을 구하기 위해

서는 원자로가 정지되는 수조 저저수위 설정치 도달시간， 비상 보충수 작동 수위

도달 시간동 시간에 따른 수조수위쇠 변화. 일차녕각계통 펌프 공동화 사작 위 7J

및 어떤 위치에서의 방출 유량을 아는. 것이 중요하다. 본 해석에서는 시간에 따

른 수조수위의 변화 빛 어떤 수위에서 수조수 유출 유량은 다읍과 같이 베르누이

방정석의 해를 구하여 계산하였다.

t= r‘ 2껴뱃、 (굉-ι.) )-fl‘

m hr'< =P/CdA hrk굉굵· (2)

여기서 . l 는 수조수위기 )’ l 커1서 Yl까지 떨어지논 데 컬러존 시간이며.

lJb

y 는 파손된 비임튜브 위치에서 챈 높이이다 A p ‘ )1, Abrk 는 수조의 단변척과

파손부위의 단면적을 나타낸다 Cd 는 따손 위치에서의 방출계수 \Discharge

Coeff i cient) 로써 보수척으로 1. 0 을 사용하였는 데， 이는 파손 부위에서 유동

저항 계수를 0 으호 가정한 매우 보수적인 값이다. 위 (1)과 (2) 식을 사용하

면， 수초수위가 정상수위에서 저저수위 운전정지 설정치까지 떨어지는데 걸리는

시간은 18.1 분이고， 비상보충수 계롱이 작동하는 칩니 구멍 위치까지 수조수위

가 떨어지는 시간은 사고 발생 3시간 52 분후 이다. 이는 수조보충수계통의 작

동이나 수조수 유출량을 줄이는 운전원의 초치를 전혀 고려하지않은 값이다. 파

손 부위를 통한 유통에 대해 0.5 의 유통저항계수만고려하더라도 저저수위 도탈

과 비상보충수계통 작동시간은 25.6 분과 5시간 28분이 된다.

한편， 펌프공동이 시작되는 수조수위는 다읍과 같이 계산된다. 즉，

p ‘ V7 P I)

~+~+~ =NPSHRpg 2g' pg (3)

여기서. P , . Vi 는 펌프 입구에서의 압력과 냉각수 속도이고 P I} 는 펌프

내의 증기압， 그러고 NPSHR 은 펌프가 정상적으로 작동하는 데 필요한

NPSH 이다. ( Requ ired NPSH) 또. PO 를 침니에 연결된 원자로 출구배관

입구에서의 압력이라하면 펌프 입구에서의 압력은 아래와 같이 울 수 었다.

P， =Po-(p핸f출 pV2 ) (4)

위 두식에서 P , 를 제거하면

걷!L-hr 걷~=NPSHR 이 되고 45°C 물에서의 중기압 0.009855 MPa 와Pg- J pg

PONPS}{l? = 18.17 ft (5.538 m)를 사용하면 --- 는 13. 75 m가 된다. 여기서，pg

원자로 출구배관 입구에서 펌프 잉구까지의 수두 손실은 펌프 공통이 시작될 때

까지 10()% 유동이 유지되묘로 정상운전시의 값인 7.149 m 이 사용된다. 따라서，

일차냉각계통 펌프의 공동 시작점은 원자로 출구배관 입구 위 3.75 m 지점이며，

이는 칭니 꼭대기의 0.4 m 상부. 비상보충수 작통 시작점 보다 1.05 m 상부에 해

당한다- 따라서， 펌프 공동 시작 수위보다 0.25m 전에 운천원이 펌프를 정지시

키면 펌프 코스트다운 (coastdow.,) 을 거쳐 자연대류 유량이 형성되고 수조수위

가 비상보충수 작동시점에 도탈하면 비상보충수가 수조에 물을 공급한다(1)

식을 사용하여 수조수위가 펌프를 정지시키는 위 7)까지 도말하는 까간을 계산하

연 사고 추 3 시간 32 분이며. 이 때 노심 출력은 1• i16 천출력이다. 1% 천출력에

109

라도 노섬 유량은 정상으로 유지되며 수조 수위 감소에 따른 압력변화만 약간 있

으므로 미세한 변화만 있다가 원자로 정지되면 그 이후로 DNB 는 문제가 되지

앙는다.

결론적으로 비임튜브 파손사고시 핵연료는 건전성을 충분히 유지한다는 것

이 엽중되었다. 그러나， 원자로 건물로 방출판 냉각수 내의 방사능에 의한 환경

에의 영향은 고려되어야 한다.

5) 결 론

수조 덮개와 수조위 크레인 연동장치가 설치되어 운전충 물체의 낙하에 의한

비임튜브 따손사고가 발생하지 않도록 하였고， 비임튜브 자체는 내진 설계되어

있￡므로 l기압 차의 수력척힘으로는 파손이 발생않는다. 만약， 비임튜브가 파

손된다 하더라도 비임튜브 끝단에 방수 설계된 6mm 두께의 알루미늄 격막이 설

치되어 수조수의 상실을 방지하였으므로 ·비임튜브를 통한 수조수 방출 사고는 발

생할 수 없고. 또. 이률 대비하여 수조수의 물을 공급할 수 있도록 비상보충수

계롱이 설계되어 있다.

그럼에도 불구하고 비엄튜브와 격막이 동시에 파손되는 사고를 가정하여 해

석하면 원자로 수조내 냉각수의 상당량이 상설되나， 노시 거동에 대한 열수력학

척 분석 결과 핵연료는 파손되지 앙는 것으로 나타났다. 그러나， 냉각수내 방사

능 생성불틀이 원자로 건물 대기로 누출되어 환경에 영향을 줄 수 있으나 허용기

준을 초과하지는 않는다. ‘

III

서 정상상태 자연대류 유량은 1I. S5 kg/s 이므로[33] 펌프가 중지하면 II 4 kg/s

의 비상보충수가 주입된다고 보수적으로 가정할 수 있다. 또， 비상보충수 작동

위치에서 비임튜브를 통한 수조수 유출량은 (2)식과 같은 베르누이식의 해에 의

해 매우 보수척으로 명가하여도 10.54 kg/s 이다. 비상보충수는 탱크로 부터의

중력에 의한 주입시는 1I. 4 kg/s 이고， 펌프에 의한 주입시는 13.1 kg/s 이므로.

노심은 수조에 잠겨 계속해서 냉각왼다.

이산을 요약하면 아래와 같이 본 사고의 노심 냉각수량. mcore. 를 보수적으로

근사할 수 있다.

( 684.8 kg/s

mcore :: \

I.. 11. 4 kg/s

. 0 < t <12721 초

• t) 12721 초

노섬유량과 함께 계산에 사용된 경계조건인 냉각재 온도， 수조수위 변화에 따

른 칩니 하부에서의 앙력변화， 출력을 그럼 9.2-3 에서 그림 9.2-5 까지 나타내

었다.

4) 해석 결과 빛 논의

앞 절에 기술된 경계 초건을 사용하여 표.9.2-2 의 사고 이력에 따라 노심 부

분만 코드로 모의되었다. 비임튜브와 격막 파손이 발생하고 수초 후 최대 22.1

kg/s 의 수조수가 원자로 건물로 방출되다가 수위가 줄어듬에 따라 방출 유량도

감소한다. 사고가 발생하더라도 일차냉각계롱 펌프는 개속 운걷되므로 노섬 유

량은 정상상태와 같이 유지되고 계롱 앙력만 수조수위 저하에 따라 서서히 줄어

든다. 그림 9.2-6 은 사고에 따른 수조 수워 변화를 나타낸다. 사고 18.1 분

후 수조수위가 u.S m떨어지변 경보와 함께 0.62 초의 정지지연시간 후 원자로는

자동 정지된다 36 빛 18-봉 찍연료 최대열출력 채널에서의 사고에 따른 채널

냉각수강 변화와 피복재 및 핵얻료중심 온도 변화기 그감 9.2 7 과 그립 9.2-8

빛 그럼 9.2-9 에 냉각수 온도 연화와 함께 표시되었다. 채널유량은 노심입구유

량과 유사한 거동을 보인다. 원자로가 정지되면 36 및 18-봉 핵연료 집합체의

최고온봉 중심 최고온도가 각각 29soe 에서 49°e . 323°e 에서 Sloe 로 냉각수 온

도 가까이 까지 떨어지고， 붕꾀열 감소에 따라 서서히 감소함을 알 수 있다. 수

조 수위가 정상수위보다 6 m하강한 시점인 사고 212 분후 붕괴열이 충분히 낮아

졌을 때 일차 냉각 펌프를 끄면 자연순환에 의해 핵연료 온도는 계속 냉각된다.

이때， 노성 출력은 전출력의 1. 1% 에 불과하므로 자연대류 냉각 농력과 t: l교할

때 [34] 핵언료 냉각에 전혀 문개가 되지 않는다. 사파 232 분후 수초수우l 가 비

상보충수 작동 지접까지 떨어지면 비상보충수가 주입되면서 채널유량이 줄면 핵

연료. 중심 최대온도는 72°e 정토로 증가하나 핵연료는 여전히 춧분히 안전한 상태

로 유지된다_!..립 9.l-10 에는 최소 C판R 이 그려져 있는 데 사고가 발생하더

I ~O

표 9 2-1 수조수위와 관련 계통 작동 설정치

높이 (m) 계통 설명

85.70

84.65

84.62

84.55

84.50

84.45

84.00

79.10

78.15

77. 75

77.20

77.10

11.03

76.96

74.40

74.7173.9

73.51

72.30

ReI 상부고-고수위 경보

수조배수

고수우J. 수조 보중수계롱 작동 충지

콩칭 수위

저수우J. 수조 보충수계통 작동

저-저수위. 원자로 정지

작업수초 및 이송통로 바닥

일차계통 펌프 공동화 시작

칩니 꼭대기

수조벽 관통 얼차계롱배관 바닥

저-저-저수위. 비상보충수계통 작동 중지

칩니구멍 상부

극저수위， 비상보충수계통 작동 시작

칩니구멍 중심

칩니구멍 하부

반사체 탱크 상부끝

비임튜브

플랩 밸브

수조바틱

lI Z

시각

0.0

1081 초(18. 1 분)

1081.62 초(18.1 분)

12721 초(212 분)

13944 초(232 분)

00

표 9.2-2 비임튜브 따손에 따른 사고 이력

사 고 이 력

- 정격 출력 운천중 비임 튜브 파손

• 원자로 건물로 냉각수 방출 시작

- 수조수위 0.5 m하강


- κHFR 발생

- 일차냉각계롱 펌프 정지

- 수조수위 비상보충수 작동지점 도탈

- 비상보충수 주입

- 벼상보충수 주입으로 핵연료 온도는 안천상태로

유지

l~J

‘」> ‘

‘그zl

.j

띠{니I 딩예1<Q

그

....I

그이

L..J

....。 IV깨μ」。

~ ‘.:lI u

vl~~

;-」」 깅41깅 -A ::::

<‘ U

i

c: ‘셔

: ....I ‘ j "-l

....z

일 ~ .I나9: z

그| ε 。

i .| u1 윌 J

‘」

! 나><: ‘/1·l .j <’

..., I냥」

‘= z’ ‘Cv1 ，」

zl~ .....:-. I~5

’‘J .1,

:::,‘.. ,ι、 ,C::::::

-고t-‘져--Z<

>‘ ’」 ?

iZ『-:ι-

니“피뢰’니피~

눠도

”“‘쫓/. // /

좋 / 읍r

써

rj--

’이，m，昨댐-피배벼

i,N

.∞

교n

rl

*=--=---=

t

。·h<-‘‘」」。u-

--’忙”」나

l

i--짤

。?二←=。=Q」F”I-」i

|||찌객써껴써•

z-

。그」ι

Jz-ε‘-〕-=”-‘‘‘〕

ζ

az

-그}

]

---ω」〈u-P

[)

一E-그

-.:: .

a‘i “

...‘-‘

’

//‘-‘- .... ,

J ;Z:.

> “’-) “’

114

’’’.

’~‘. I ’‘ « ==r

--------:-

머「+F{<

-〈디{〈hψ{여

피싸안댄-며FiN.@

꽤미

〉、

tζJ

m3σQ) -이 c"')I... r-- .....

~‘lL. ’@ m Q)

muc 。ζ〉j ‘ f <xlC\j 。、

Q) < c") u")

mσm3

m

QCφgω3i N c")

m

"""•m。、

“ -‘Q)

‘」 c")

느어= - 」。。ι”버이느

ι。。

c。

。E

。i-， .- gQ3j

..... rη

그 Um ll).....。Q그f

...... ll)

ι。」 Bm

A•3m.....

@”*”I... III〕。 m〉、

lijφl-oj

Q)a::

a:l

』-←J3 φ」r、

mμj

Nζ〉3 -‘∞mmB-ι-J

115

「Ll

」

IOUl’ -r------------------- -----

(-]

[)

。→

U·:]

경

f{φ(

나딩

φr〔

=aN

(

이\벼피)

flowtemperature

inletinlet

CoreCore500

ι)}

{j

?i

,.~

si

r.i

。.=。

nU

m‘,‘10000.。

(::;ec)커0000

온도변화

~

입구유량및노삼

Tune

비임튜브 파손사고시

~ -‘- -

그럼 9.2-3

:300000

m때

(‘서[}

ν{)

~ ~~--1

r .,--.--r T!l:IU()()

aJL에

;jmmaJ

ci: 100000

「‘I I I I

1000U-.-γ-，-- r-

-.(J U()

Ti 1ll ~(sP( )

노심 출구 앙력 변화비임튜브 따손사고시

ζU---

그럼 9.2-4

nU

i

’”ω?r。ι

φ 05/.....

.,..J쩌-φt디

13000

--------l ’ I I I 1 I

」님 출력 상대 변화

10000-')000

Tlme( ‘:i ec)

벼임튜브 따손사고시그럽 9.2-5

00.0

15

~

--------‘

S 10---') 그{

φ‘rp

니{。。ι

r--;-카

3

「τ-I← -,-,’0000

II.jOUU

OO

수츠수위 변화

Til lLds(:'c)

liJ 임튜브 파슴사고사

117

그럼 9.~-6

ChannelChannel

Ho t.Hot

-- :.W-ele.18-ele.

•

」!1」i

’

」-」「」」」|M

써

셉

O

(m\매/:3-ω잉

‘;。a

1~OOO.O100000Time (::.ec)

비임튜브 파손사고시 최대열출력 채낼유량 연화

')000.0

그럽 9.2-7

-가

r-r-r-τf→

-~ Fuel CenterlIne----. Sheath

Coolant at ChcHl\1 €"1 Exit

----→，끼，]」---녁·」

-」」4

‘-」-------t---

」’--------O

U

U

째

때

(Q-)

ι』건.검」따ggm←

~-:~::-τ느. - - --τ- -τ-:- -=:-----:::-=.=-'=τ:τ:-;:--=-=-::;τ-=~.~.~nuiI

r-r-ro100U“

(‘닝 e( )

......←「 ’:jU(’!’

Tilfl P.

닙l 임튜브 파손사고사 311- 봉 최대열출격 채널 핵연료 온도 맞

출구 냉각수 온도 변화

llti

고령 9.2-9

]

400.0 ....j

-- Fuel Cenlerline----- Sheath

. Coolant at Channel EXIt-、u

nU

떼

ν’i

깅、‘여,‘띠Q

i

μμU•

j-기

느::_-.::.-;..~_-:-.--:-，:"，，-::.:-. τ.':"'. ~_':"'. ::.-. "，:，_"":._~.";，，，••~.:-._~.~ .~._.6’ ”’ ι .ft..... '"'..........._’-‘_.‘- ---

0.00

mI

ω

l

’i

’

l

I

딴(F

l

n

I

·nTl

-nu

|0nu-3

15000

그림 9.2-9 비임튜브 파손사고시 18-봉 최대열출력 채널 핵연료 온도 빛

출구 냉각수 온도 변화

4.0

:16-elemenl Hot (‘hanllP\18-element Hot Cha \l nel

a::』

며 :3 .0ιJ

......- ..••.....•...••.••.-._--..... MCHFR = 3.10

MCHFR = 2.95

j’

ι. Il 十T ‘0

-.---r- I I I I r-. ".....-y- T

~OO 1000

Tll &l f' (:'->f'(‘ )

1500

그럽 9.2-10 비임류브 파손사고시 최대얼출력 채널이}서의 대FR 변화

11 ~

9.3 유동 차단 사고

1) 사고 개요

이 사고는 원자로가 정상 출력으로 운전되고 있는 상태에서 단일 유동채널내

의 유로 일부 혹은 전부가 차단되어 충분한 냉각수를 공급하지 못하는 경우이다.

채널 유동 차단의 직접적인 원인으로 상정될 수 있는 것은 외부에서 이불체가 원

자로 상부로 유입되는 경우와 내부 구조물의 파손으로인한 따연이 이통 중 채널

의 입구를 막는 경우로 구분 될 수 있다. 원자로계롱 내부 또는 외부의 물체에

의해 채널유동 차단어 발생하면 유동 차단면적이 척은 경우는 채널유량 감소가

마미하여 원자로는 계속 정상적으로 운전띈다. 좀 더 큰 불체에 의해 채널유동

부분차단 사고가 발생하는 경우 임계열속 현상과 함께 국부적인 핵연료 손상이

발생할 수 있다. 그러나. 임계열속 발생사 생성되는 기포에 의해 원자로 륙성에

따른 부반웅도가 노심에 삽입되어 중성자출력이 감소하게 되고 이예 따라 중성자

출력과 열출력과의 출력불일치 신호에 의해 원자로 제어계롱은 원자로를 정치시

킨다. 그리고， 일차냉각계통 배관에 설치된 손상핵연료 감지계통， 수조 표연과

원자로실내 방사능 준위 측정장치 동 원자로 보호계통 또한 사고를 탐지하여 더

이상의 사고 악화를 방지하도록 원차로의 가동을 충지시키게 된다.

한편， 고방사능이 감지되연 원자로 가동중지와 함께 정상 환기계롱은 작동을

중지하고 비상 환기계롱이 작동하기 시착한다. 이에 따라 원자로설로 방출되는

방사성 물질은 비상 환기계통 덕트를 거져 굴묵으로 방출된다. 그러나. 때RR 에

서는 상기 사고의 발생 확률이 매우 낮을 것으로 명가되었으며， 단일 채널 유동

차단이 발생한다고 가정하더라도 보수적 방사선 결말분석 결과 그 제한치를 만촉

하는 것￡로 명가되었다.

2) 채널 유통 차단의 확률론적 형가

단일채널 유동차단 사건이 발생할 시나리오는 원자로 상부에서 무거운 툴체가

수조로 낙닥하되어 느심으로 유입되는 경우와 원자로 출구에서부터 열교한기 입

구 사이에서 기가 피손에 의해 발생된 불체에 의한 경우 및 열교환기 이푸부터

원자로 입구 사이에서 기기따손에 의한 경우로 구분하여 생각될 수 있다. 상기

각각의 경우를 고려하여 수행된 때RR 채널의 유동차단의 확률론적 명가는 발생빈

도 수가 10-5 회/년 아하로 아주 적음을 보여준디 . [35]

3) 채널 유동차단 사고익 선례와 현상 기술

단일채널 유동차단 사고는 과거 여러 다른 연구로에서 발생한 경우가 있다.

그 예는 Materials Testing Re :=tctor (~πRL Engineering Test Reac: tor (E:R).

Oak Ridge Reactor(ORP.). 빛 SILOE 둥을 들 수 있다. 상기 원가로 유동 차단사고

들 충 꾀대의 핵연료 슨상은 SILOE 원자로에서 발생한 유동 차단사고로 18.4% 의

핵연료 파손이 밤생하였다. [36] 정상출력 운전중에 유통이 완전차단된 핵연료채

널슨 입꺼l열속애 도달하게 되고 핵연료온도의 증가로 핵연료따송이 일어나게 된

다. 二커나 -~I동채널의 일부단 차난될 경우에는 채널 맞 핵연F특성에 따라 다

~zO

른데 KMRR 핵연료의 구조로 볼 때 충분한 Cross Flow가 형성되어 임계열속의 발

생을 억제할 것으료 예상된다. KMRR 핵연료집합체에 대한 부수로 계산에 따르면

[37] 채널유당이 정상치의 57% 이하로 감소될 경우 임계열속이 발생하는 것으로

예측되는데. 이는 대략 60% 이상의 단일 채널유통차단이 발생할 경우에 해당한

다. 만약. 임계열속이 발생될 수 있을 정도의 유통차단이 얼어날 경우에는 매우

빼른 숙도로 기포가 발생하여 유통차단이 일어난 핵연료채낼은 기포로 가둑찰 것

으로 예상된다. 이렇게 기포로 채워진 핵연료채널은 원자로 륙성에 따라 부반웅

도를 야기하여 효과적으로 출력 감발을 가져오게 된다. 물론， 원자로 제어계통

은 부반웅도를 보상하기 위해 자동적으로 제어봉을 인출하기 시작할 것이다. 그

러나. 표 9.3-1 에서 보인바와 같이 핵연료 채널의 기포화에 의해 생성된 부반웅

도 삽입율은 제어봉 인출에 의해 보상될 수 있는 정반웅도 삽입율， 0.33 따 보다

상대척울 크기 때문에 출력 감발은 지숙되고， 중성자 출력과 열출력 차이가 10%

이상이 되면 출력불일치 신호률 밭아 원자로를 정지시키게 된다.

한펀. 다목적연구로의 핵연료집합체는 대NOI) 에서와 같아 유동관에 의해 분리

된 각각의 독립된 채낼에 장천되고， 각 채널 사이는 냉각수가 흐르도록 되어 있

기 때문에 채널 상호간의 직접적인 열전탈 빛 압력 천파는 거의 없다- 또， 유동

관은 10 기압까지의 과압에도 건틸 수 있도록 설계되어 였으며， 채낼 엽.출구는

대기에 노출된 수조에 개방된 상태이므로 채널내 냉각재가 비퉁하여 기포가 생성

되고 압력이 증가하더라도 유동관에 10 기압 이상의 과압이 걸리는 일은 발생하

지 않을 것이다.

따라서. 채널유동 차단사고 발생시 채낼내 기포발생에 의해서는 채낼은 설계

압력까지 과압이 걸리지 않으며. 채낼출력의 감발과 함께 제어계똥에 의해 원자

로는 정지되므로 인접채널에는 영향을 주지않고 원자로는 안전한 상태에 도달한

다.

4) 사고 방지 빛 완화 대책

유통 채널 차단 사고률 미연에 방지하고， 사고가 발생하더라도 사고 진행을

방지하기 위해 다음과 같은 대비책이 준비되어있다.

A. 수초위 작업시 수조 또는 노심에 다른 불체가 틀어가지 않도록 지접서 및

절차서로 규제하고， 보수/유지 및 실협시 극히 유의한다.

B. 운전 사착전 장비 빛 부품 검사를 철저히하고. 작업 후와 냉각펌프를 작

동 시킨 후 유동차단이 있는지 연밀히 조사한다.

C. CRT 상에 나타나는 유량변화. 출력진통퉁 유통 차단시 나타나는 이상 징

후를 항상 감시한다.

D. 핵연료 손상시 파손 핵연료 감시 계롱의 경보와 함께 원자로는 자동 정지

된다.

5) 방사선 결딸 분석 및 결론

채널 유동 차단 사고의 방사선 결말 분석은 유통 차단이 발생한 핵연료 채널

의 모든 핵연료가 용융되었다는 가정하에 보수적으로 평가되상는데 환경영향 명

가결과는 설계 기준 사고인 유동차단 사고시에도 허용치를 만촉얀다[38).

121

표 9.3-1 평균 채널 기포화에 따른 부반웅도가 삽입율

기포화율 ‘%/5) 부 반웅도가 (며<Is)

BOC - 1.3525.0

EOC - L 13

BOC - 3. 2950.0

Eoe - 2. 78

122

10. 요약 빛 결론

에lRR 안전성 평가를 위해 예상되는 가상 사건들에 대해 사고해석이 수행되었다. 이

를 위해 가압경수로 계통 해석 표드인 RELAP5/M0D2 의 열전달 상관식과 열교환기 모델을

KMRR 에 적합한 상관식과 모델로 대체하여 R표AP5/애ffiR 로 개량하였다.RE나P5/KMRR 을

사용하여 고려된 J<MRR의 가상 사고를 모의하기 위해 천체 계롱율 코드에 적합하게 분할.

모델하였고， 해석 조건 및 사고에 영향율 주는 사항은 보수척으로 가정하였다. 사고해

석의 일차척인 관심은 과도상태 동안 핵연료 건천성 여부이므로 해석된 사고들에 대해 적

용된 핵연료 손상 판단 기준인 핵연료 중심 최대온도와 최소 다-lFR 의 계산값을 아래에 요

약하였다. 정리된 해석값은 두가지인데 첫번째는 맨나P5/KMRR 과도해석 결과를 정계 조

건으로 COBRA-IV/애뻐R 률 이용한 정상상태 부수로 해석결과이고， 두번째는 보수척 초기조

건을 사용한 따.AP5/~딴R 과도해석결과이다.

사 고 혈뽑쫓좋깜 'C) MCHFR 첼절흉T펌門효꺼으훈「효천축창 한 36ll:’ J‘$l-I‘~~U~ “” 2 20 {2 03{

18ll:: 369 (345 2.68 (2.21 O.K.

아퍼다프매운고삿처쇠‘중 $낌’‘~ l‘‘/’‘‘。‘끼) 3 잃，‘-‘-‘l‘ 3.4낀1’18 : 245 (231 4.38 (3.12 O.K.

외부천원 상실 사고 36 : 292 1297{ 3 있~‘l‘(~ι 。。끼냐) O.K.18 : 322 (325 3.80 (3.07

우회유통 조절상실 사고 36 : 288 {297{ 3 3o i2 94{ O.K.18 : 319 (325 3.90 (3.10

휠좋밟초펀효뚫 36 : 290 {297{ Jπ$-Il--‘‘-、‘끼ι9’1 ‘,‘’‘(’(냉각재 18 : 320 (326 3.87 (3.10 O.K.

삼환배바꺼과」원챈딴 ω36 : 288 l‘.‘\‘‘,‘?‘떼) 3 섭.‘~、t‘l 꺼ιq‘히‘l유출 18 : 318 (325 3.93 (3.10 O.K.

수입도구배안관원자표로손 36 : 289 {295’ j 36 {2 93{사고 18 : 320 (32~ 3.G7 (3.05 O.K.

훌좋앓훤즘많*** 16 :igaz{ }2 99{18 : 3.15 O.K.

일차냉각펌표 고착사고 36 : 343 i319{ 2 펴 l‘‘~‘‘‘1. 8。이) O.K.18 : 374 (347 2.61 (2.04

설계 기준지진 사고 36 : 29l }29끼 3 32 }2 87{ O.K.18 : 321 (325 3.82 (3.02

비임튜브 파손 사고 ll:lC:lC: 36 {295{ ，‘，‘t‘~~ι.9되l‘ O.K.18 324 3.10

lC: 36 과 18 은 36-봉 및 18-봉 핵연료 진할쳐l 채널을 의미합.

** ( ) 안의 값은 RELAP51뻐RR 의 계산값.

..e::t 정상상택에 비해 큰 변혁가 없어 부수로 계산을 수갱하지 않응.

123

표에서 보듯이 운전 이상과도 사고충 핵연료 건전성 측면에서 가장 심각한 사고는

TPTH 운천충 한 혐프의 고장으로 36 및 18-봉 핵연료 집합체에 대해 MCHFR 이 2.20 과

2.68 . 핵연료 중심 최고온도가 338°C 와 369°C로 나타났으나， 핵연료 손상 판단 기준인

1. 97 과 1. 81 . 485 DC 에 비해 여유가 있음을 알 수 있다. 전원 상실 사고는 펌프의 관

성도 사고에 영향을 주겠지만 정지봉이 전원상실과 동시에 노심에 삽입되므로 큰 문제는

없다. 우회유동 조절 상실사고는 정상상태에서 크게 벗어나지 않는다. 사고 상태중에

는 일차냉각펌프 고착 사고가 가장 심각한 사고로 이해되나， 역시. 36 및 18-봉 핵연료

집합체에 대해 MCHFR 이 2.13 와 2.61 이고. 핵연료 중심최고 온도도 343°C 와 374°C 로

핵연료 손상은 발생하지 않는다. 배관 파손에 따른 냉각재 유출 사고는 단기척으로는

핵연료 냉각에 문제 없으며 장기척으로 플랩 밸브 개방에 따른 자연대류에 의해 노심은

안천한 상태를 유지할 수 있다. 제한 사고 중헤서 설계기준 지진 사고는 수조수위가 조

금 줄어드는 것외에 천원상설 사고와 노십 거동이 바슷하며. 버임류브 파손 사고는 수조

수가 상당량 유실되나 비상보충수 계롱으로 수초수률 보충하여 노심 냉각상태를 안전하

게 유지할 수 있고， 각 경우 핵연료 건전성이 유지되므로 수조수 방출에 의한 방사능의

영향으로는 각 사고 허용 기준보다 작다. 채널 유동차단 사고는 제한사고중 가장 심각한

사고로써 핵연료 손상을 야기할 정도의 사고는 발생하기 극히 어려우나 채널내 핵연료 집

합체가 모두 손상된다고 가정하여二 원자로 건물밖으로 빠져나가는 방사능의 영향윤 기준

치 이내로 제한된다.

따라서， 본 보고서에서 기술된 사고를 중이l서 채널 유통 차단 사고를 제외한 모든 사

고들에 대해서 핵연료 건전성이 유지되고， 채널 유동 차단 사고시 유동 차단 채널의 핵연

료 칩합체가 모두 손상된다 하더라도 방사능 영향은 설계 기준을 만록하므로 KMRR 유 이

들 사고틀에 대해 안전하게 설계되었읍이 확인되었다.

1~4

잠고 문헌

l 박종률 외 2인 뻐RR 노심 통계적 혈설계 방법론 KM-033-40애 싸1-033-RT-I<뤘 Oct1393.

2 K~I뻐 핵연료 설계(l) 기술보고서 뻐ER I!깨-융~/92. Jun .. 1992

3. 다목적연구로 안전성분석보고서， 개정만 3.5 ， 6 ， 7장， KAERI!TR-322/02. Dec.. 19924. Des ign Manua 1. 애뻐R Primary Cooling System. KM-33l-메-POOl. KOPEC ,

Jul. , 1992.5. Technical Specification for Pool Gate , ~1-2l9-DT-P003 ， Aug.. 1991.

6. Design Manual. KMRR Deminaleral ized Water Supply System , 애-722-에-200.

Apr. , 1992..7. Design Description. Emergency Water Supply System , KM-346-DD-POOl, Mar. ,

1989.8. Des ign Manual , 10-삐R Primary Purification System, KM-333-DM-POOl , Jul. ,

1992.9. Design M메ual ， Reactor regulating System. 대-37-637애-001. Jan.. 1990.13.V.H.Ranson. et al. , R묘AP51뼈D2 Code Manua1. Dec. , 1985.14.J. I.Lee et al. , Development of Thermal-hydraulic Model for KMRR

Accident Analysis. ~’-04306-400-01. 때-RT-K-002， Aug.. 1988.15. 1. C. Lim. 뼈R형 핵연료률 위한 열전달 실험 공동연구 수행보고서，

한국 원자력 연구소. 때ERI/IM-121/89 ， Sep. , 1989.

16.H.Kim, \oi맨R형 핵연료를 위한 열전달 실험 공동연구 수행보고서 (부록>.

한국 원자력 연구소. KAERI/IM-148/90.1990.17. 입인철외 2인， Evaluation of Uncertainties of Single Phase Heat Transfer

Correlation and ON~ Correlation , TN-TH‘-002 , Rev. I , Nov. , 1992.18. 황대현. 박 철， I어RR 고유량 다-IF 상관식 개발. KM-πH-400-01 ， TN-TH-003.

Aug. , 1992.19.C.Park. R따.AP5/애ffi.R INPlJf and Model ing for KMRR Safety Analysis , Tech.

Rept.. ~’-T까1-400-02‘ 깨-깨-009 ， Mar.. 1993.5.20.Tech. Spec. for AS맨 SEC. III Steel Valves. I어-135-DT-P007 ， Jul .. 1991.21. C. Park , ’Ca lcu)atlon of Error Allowance to Determine Trip Setp。‘ nts and

Initial Conditions for Safety Analysis (rev.l)， memo，때-T끼-i-400-0l ，

22. 박종률외 2 인 ， H 10-깨R 노심 열출력 설계연수의 불확설도 명가’， Tech. Rep..K니-033-RT-K047， Sep. , 1993.

23. 김학로 외 3인. The In-core Fuel Manegement of the ~mR， Tech. Rep..에-031-400-01， JO.’-03l-TR-K045, Oct. , 1993.

24. C. Park , ’원자로 운전 정지후 출력 변화"， memo , KM-π;1-400-01 ， TFSM-깨-054 ，

Jul. , 1993.25. 앙영석， 다목적연구로 일차냉각펌프에 대한 성능 빚 최종검사 수행，

K~E r. I/OR-l12/9I ， Mεy. 199126. Des ign DeSCI ‘ iption , Reactor Protection System ,

27. 1. C Lim , 사odi fication of COBRA-IV-I for Kl-IRR Analysis , Tech. Rep. ,

KM-031-400-0l KJ"\oI-033-RT-K . Oct.. 1993.28. 김현엘， “사그해끽헤 사용되는 핵연료 물성치·’， 메모， 때-TI~-400' 이，

TrS~(-TH-057 , Ju 1.. 1993.

29. Design ~lanual. KMRR Beam Port Assembly. KM-470-[써-K001. Rev.O , Feb. ’

1991.

30.Probabilistic Safety Assessment for Research Reactors. IAEA-TECDOC-400.Appendix B.2 , lAEA , 1986.

31. WASHl400-Reactor Safety Study; An assessment of Accident Risks in US

Commercial Nuclear Power Plants , Appendix Ill-Failure Data- US.DOC.32.The System Reliability Service Data Bank- SRS. Culcheth.

33.Project Letter. Design Inputs from κ-\ERr to AECi. of Beam Tube/Port ,

L-KD-0009. 37-31200-200-900 , 37-31800-200-900, Jun. 10 , 1988.

34. 채희택， 이보욱. ’ KMRR 자연대류 냉각 능력명가" Tech. Rep.. KM-033-400-01 ,

~1-033-RT-K057 ， Sep.. 1993.

35. 박 철 , KMRR 채널 유통 차단 확률론척 명가， Tech. Rep. , 때-끼11-400-02 ，

TN-깨-010 ， Mar. 15, 1993.36.MAPLE-XI0 PSAR , 뻐10-05200-002 ， Jun.. 1993.37. Speedy Memo, ’다f 발생 한계 유량 송부“， 때-π'H-400-01 ， TFSM-깨-073 ， Aug. , 23, 1993.

38.K째R Stack 변경에 따른 방사능 영향명가， 한국전력기술주식회사， 때-840-ES-P001，

Aug. , 1991.

39. 박종률， 임인철， 황대현. μffiR 노심의 열적여유도 명가， TR , KM-033-RT-K052 , 1993.

자료Appendix 4 사고해석을 위한 RELAP5/K\IRR 。 I c~t:j,

‘’·“

*****************************************=*************ACCIDENT TYPE *

************~***=*=***********~*~******~***************

=KMRR PHTS SYST타1 MODEL FOR SAFETY ANALYSIS(INITIAL CONDITION)

*100 NEW TRANSNT

101

*R마J

*NECESSARY TO REST~RT

105 10. 20.120 156010000 0.0 WATER PCS121 181010000 8.965 WATER SCSI122 182010000 8.965 WATER SCS2****~*********=*=*~****~**************=****************

‘?

*f II맨 STEP CARns *‘: *

1. 00

*****************************t*************************MIN. MAX. rON. \II :-lOR MAJOR REST -\RTI.E-7 1.00 003 10 0200 0200

“1 ‘

201‘"‘

*‘.'

****~*~****=~~**~~**~**~*~=**~~=~~*******=#************

*“f MI~OR EDIT VARl-\BLES *“T *,

~*********************‘:*~****~******************~****~*

‘.

301302303304305306307308309

3103113]231331431~

316

36-HOT CHANN타 PAR-\‘·IITERP 136050000VELF 136050000~WLOWJ 236000000VOIDG 136050000Hπ8vlP 136000509T타IPF 136050000HTRNR 136000501HTHTC 136000501HTCHF 13600050118-HOT CHA~~EL PARA니ITER

P ]450500001’!ELF 145050000\IFU)W.I 248000000\OIDG :4505000011fT타 I~ 1-;~()0 ‘)~어

TE\IPF ]45050()00HTRNR 145000501

127

317 HTHTC 145000501318 HTCHF 145000501*** T/H PARAMETER AT319 MFLOWJ 105010000320 ~WLOWJ 231000000321 MFLOWJ 225000000322 MFLOWJ 232000000323 MFLOWJ 275000000324 CNfRLVAR.3325 (}πRLVAR ， 4

326 CNfRLVAR.5328 απRLVAR.6

329 CNTRLVAR.7330 CNfRLVAR.8331 。π뻐.VAR.9

332 마fRLVAR.I0

333 。πRLVAR. l1

334 αfRLVAR.12

335 CNfRLVAR , 13336 OORLVAR.14337 마깨LVAR.15

338 CNTRLVAR.16

339 CNfRLVAR‘ 17330 마fRLVAR.18

*******=~******~**~**********;*=*********************=~**********TRIP C\RDS

VARI0lS LOCATION OF PCS::: 0:-'1: OF PUMP SUCfION LINES::: BYP -\sS LINE::: ~t\l \' RETURJ'J LI NE* FLOW THROUGH FLAPl* FLOW THROUGH FLAP2

*****=;*=*=~~~*~***********==~==*~******~*****~=*=****************

**’

***i,**

**'r

501 MANUAL TRIP BY Tl~1E CONTROL502 MANUAL TRIP BY Tl~1E CONTROL (FOR VALVE)503 HIGH FLOW TRIP504 LOW FLOW TRIP505 LOW POOL LEVEL TRIP506 HIGH T타IP. AT CORE OlIfLET507 PR뚱~ljRE TRIP508 - 511 TRIP 0묘AY

513 SI:.CONDARY FLOW TRIP516 PUMP TRIP517 EWSS VALVI:. CONTROL604 POWER TRlP :::

*****************************************************************

*‘.,

“’

*

*

**?

*****

*

**

*

-1. 00.0

-1. 0-1. 0-1. 0-1. 0-1. 0

l」’L

’L

IL

IL

’L

’L

10000.0.0805.00460.500.6481~

323.350.252E6

12~

··L

!L

’L

IL

nU

nU

nu

nU

nu

ζUnU

TIME (l GE 、'!CLL

TIME 0 GE NULLMFLOWJ 224000000 GE SULLMFLOWJ 224000000 LE ~~LL

VOIDG 162010000 GE ~~L

TEMPF 101010000 GE ~~LL

I' 127010000 LE ~ULL

Tll"tE 0 GE TI;,IEOF 503 0.540TIME C GE TiM~OF 504 0.540TIME 0 Gc TIMEOF 519 0.4TIME 0 GE TIMEOF 506 30.270

*501502503504505506507508509510511

-1. 0O.C

-1. 0

LLL

-1. 0-1. 0-1. 0-1. 0-1. 0-1. 0-1. 0

100.00.0-64.00

lL

’L

lL

μ”IL

IL

IL

’L

OO

nU

nu

nu

nu

nu

nU

%mm·mmmmmLL

Om5.mmmmωmm따

따

--、

、

7

l

얘

nU

nU

nu

”o

505

ooool

따

마

LLLLLL

아

아

바

P

뾰

니

따N

μ

μ

μ

μ

따

끼

빠n

π비패

뻐””””

51 2 Tl \ IE 0 GE513 TIME 0 GE514 TIME 0 GE*515 CNTRlVAR.1516 TIME 0 GE517 TIME 0 GE518 TIME 0 GE519 TIME 0 GE520 P 165010000521 TIME 0522 ~WLOWJ 215000000601 508 OR 509602 -502 ~~ -502603 510 OR 512604 601 OR 603605 503 OR 504606 505 AND 605

*****=~~*******~*~***~***~****~=~***********~**=*******~

* HYDRODYNAJ\IlC CQ\IPONE1lπS :::

**~*=~*=***~**~**~*~***=***~*=~=~~********~~********~**

::: \'OLUME D:\TA :::******************************************************1010000 OulLTI PIPE1010001 31010101 0.088914 31010201 0.088914 21010301 2. 121 11010302 1.378 21010303 O.Q95 31010601 45.0 11010602 90.0 21010603 0 0 31010701 1 122 11010702 1.~78 21010703 0.0 31010801 4.6E-5 0.01010901 0.18 0.181010902 0.26 0.261011001 00 31011101 10000 21011201 3 1.55E5 317.55 0.0101~300 11011301 390. O. O.lC20000 OL~T2 PIPe1020001 31020101 0.0889141020201 0.0889141020101 2. 12!1020302 1. 3781020303 2.504

*

129

300

qJ

1l

n4

2

끼J

nι’lnι

껴J

1020601 45 01020602 90.0 21020603 0.0 31020701 1.1221020702 I 378 21020703 0.0 31020801 4.6E-5 o 0 31020901 0.18 0.181020902 0.26 O. 26 21021001 00 31021101 10000 21021201 3 1 55£5 317.55 0.0 0 0 310213001021301 390. O. 0 21030000 HOTI..Gl PIPE1030001 31030101 0.088914 31030201 0.088914 21030301 3.00 31030601 0.0 31030701 0.0 31030801 4.6E-5 0.0 31030901 0.0 0.0 21031001 00 31031102 00000 21031201 3 1.57£5317.550.0 0 0 310313001031301 390. O. O. 21040000 HOTI..G2 PIPE1040001 31040101 0.088914 j

1040201 0.088914 21040301 3.00 31040601 0.0 31040701 0.0 311)40801 4.6E-5 0.0 3104. 0901 O.V O.V 21041001 00 31041102 00000 21041201 3 1.57E5 317.55 0.0 0 0 310413001041301 390. O. O. 21050000 HOllGll BR잉JCH

1050001 3 11050101 0.088914 3.42500 o 0 o 0 0.0 4 60E-5 o 33655 001050200 3 0.148E6 309 001051101 103010000 105000000 o OR8914 o f> o () 000001051201 390 0.0 0 0105210 i. 105010000 107000000 o 08~914 o 78 o 78 00000lU52?~1 1. 0 O.C 0.01()53101 10501000:) 108000000 o 088014 o 26 o 26 ('Ieooo10532lJl 389. o 0 0.01060000 HOTLG22 BRr\:\CH

130

1060001 3 11060101 0.088914 3.42500 o 0 0.0 00 4 60E-5 o 33655 001060200 3 0 148E6 309.001061101 104010000 106000000 0.088914 a 0 0.0 000001061201 390. 0.0 0.01062101 106010000 107010000 0.088914 a 78 a 78 000001062201 -1. 0 0.0 0.01063101 106010000 109000000 0.088914 0.26 0.26 000001063201 391. 0.0 0.01070000 INTERP ?IPE1070001 21070101 0.088914 21070201 0.0889141070301 1. 741 21070601 0.0 21070701 0.0 21070801 4.6E-5 0.0 21070901 0.0 0.01071001 00 21071102 000001071201 3 1.57E5 317.55 0.0 o 0 210713001071301 1. a o. O.1080000 PSUCTl SNGLVOL1080101 0.088914 2 ‘ 62 0.0 0.0 0.0 0.0 4.60E-5 0.33655 001080200 3 0.136E6 317 551090000 PSU다2 SNGLVOL1090101 0.088914 2.62 0.0 0.0 0.0 0.0 4.60E-5 0.33655 001090200 3 0.136£6 317.551100000 INPUMP1 PIPE1100001 31100101 0.088914 j

1100201 0.088914 2110030~ 3.2155 !1100302 3.0475 21100303 2.2253 31100601 0.0 J

1100701 0.0 31100801 4.6E-5 0.0 31100901 0.364 0.3641100902 0.364 0.364 21101001 00 31101101 00000 21101201 3 1.57E5 317.55 O. O. O. 311013001101301 390.0 O. O. 21110000 1~Pl~lP2 PIPE1110001 31110101 0.088914 31110201 0.':>88914 2III0301 ~ Zl!.:51~ 10302 3 0475 21110303 2 2253 3

131

1110601 o 0 31110701 0.0 31110801 4.6£-5 0.0 31110901 0.364 0.3641110902 0.364 0.364 21111001 00 31111101 00000 21111201 3 1.57E5 317.55 0 O. O. 31111300 11111301 390.0 O. 0 z1120000 POIse1 PIPE1120001 ‘ 31120101 0.088914 31120201 0.088914 21120301 3.31120302 3. 609 21120303 3. 5375 31120601 90. 21120602 0.0 31120701 3.3 l

1120702 2. 39 21120703 0.0 31120801 4.6£-5 0.0 31120901 0.05 0.05 11120902 0.364 0.364 21121001 00 31121101 10000 21121201 3 4.35£5 317.55 0.0 0 0 31121300 11121301 390. O. O. 21130000 PDISC2 PIPE1130001 31130101 0.088914 31130201 0.088914 21130301 3.3 l1130302 3.609 21130303 3.5375 31130601 90. 21130602 0.0 31130701 3.31130702 2 ‘ 39 21130703 0.0 31130801 4.6E-5 0.0 31130901 0.05 0.05 l

1130902 0.364 0.364 21131001 00 31131191 10000 21131201 3 4.35£5317.55 0.0 0 0 31131300 l

1131301 39:). O. O. 21140000 HX1 prPE1141)001 121140101 0.42475 12

132

1140201 o 13365 111140301 0.303707 121140401 o 0 121140601 -90.0 121140701 -0.179583 121140801 0.0 5.0116E-3 121140901 0.0 0.0 111141001 00 121141101 20100 111141201 3 0.44E6 317.15 0.0 0 0 1211413001141301 390.0 0.0 0.0 111150000 HX2 PIPE1150001 121150101 0.42475 121150201 0.13365 111150301 0.303707 121150401 0.0 121150601 -90.0 121150701 -0.179583 121150801 0.0 5.0116E-3 121150901 0.0 0.0 111151001 00 121151101 20100 111151201 3 0.44E6 317.15 0.0 0 0 1211513001151301 390.0 0.0 0.0 111160000 OUTHXl SNGLVOL1160101 0.088914 0.704 0.0 0.0 0.0 0.0 4.6E-5 0.33655 001160200 3 0.403E6309.001170000 OL~2 SNGLVOL1170101 0.088914 0.704 0.0 0.0 0.0 0.0 4.6E-5 0.33655 O/)1170200 3 0.403E6 309.001180000 OlITα1 SNGL'/OL1180101 0.088914 0.700 0 0 180. 0.0 0.0 4.6E-5 0.33655 001180200 3 0.395E6 309.001190000 OuTCK~ SNULVCL1190101 0.088914 0.700 0.0 0.0 0.0 0.0 4.6E-5 0.33655 001190200 3 0.395E6 309.001200000 OUT1S1 SNGLVOL1200101 0.088914 4.52 0.0 0.0 -90. -3 ‘ 52 4.6E-5 0.33655 001200200 3 0.410E6 309.001210000 OGTIS2 SNGLVOL1210101 0.088914 4.52 o. a 0.0 -90. -3.52 4.6E-5 0.33655 001210200 3 0.410E6 3C~.00

1220000 iNCOLl Si~GLVOL

1220101 /).088914 3.~26 0.0 0.0 0.0 0.0 4.60E-5 0.33655 001220200 3 0.426E6 309.001230000 INCOL2 SNGLVOL12J0101 0.08~914 3.226 0.0 0.0 0.0 o 0 4.60E-5 0.33655 0012~02αl ;:l 0.426E6 'i09.001240000 TEE BRANCH1240001 1 I

133

1240101 o 1I 7781 o 117781 0 0 180 0.0 0.0 4.60E-5 0.38735 001240200 3 0.414E6309.001241101 124010000 125000000 0.0 O. 78 0.78 000031241201 780. 0.0 0.01250000 ENCOLD BRANCH1250001 1 11250101 0.117781 1. 20 a 0 180. 0.0 o 0 4.60E-5 0.38735 001250200 3 0.404E6 309.001251101 125010000 190000000 0.0 O. 78 O. 78 000001251201 7~.0 0.0 0.012600때 COLDLGl PIPE1260001 41260101 0.117781 41260201 0.117781 31260301 2.9651260302 2. 898 21260303 3.1225 41260601 0.0 l1260602 -11. 7 21260603 O. a 41260701 0.01260702 -0. 6 21260703 0.0 412.60801 4.6E-5 0.0 41260901 0.0 0.01260902 0.135 0.195 21260903 0.0 0.0 31261001 00 41261126 00000 31261201 3 4.1E5 309.00 0.0 0 0 412613UO 11261301 108. O. O. ，J、

1270000 COLDLG2 SNGLVOL1270101 0.117781 3.089 0.0 180. 0.0 o 0 4.60E-5 1).38735 0012702에 3 0.399E6 309.001280000 HINLT SNGLVOL1280101 0.117781 2.687 O.G o. a -90.0 -2.20 4.60E-50.38735 aD1280200 3 0.395E6309.001290000 MINLT 3NGLVOL1290101 0.117781 1. 412 0.0 0.0 -90.0 -1.33 4.60E-50.38735 001290200 3 0.406E6309.001300000 LINLTl SNGLVOL1300101 0.117781 0.30 0.0 0.0 -90.0 -0.30 4.60E-50.3873S 001300200 3 0.4IOE6309.001310000 LINLT2 BRANCH1310001 1 I1310101 0.117781 1.763 0.0 0.0 -9u.0 -0.91 4.60E-5 0.38735 ~)

1310200 3 0.419E6309.001311101 131000000 164000000 0.01824 0.78 0.50 000001311201 0.0 0.0 0.0*******~ BYPASS LINE *******~

1900000 BVPASl SNGLVOL1900101 0.018629 2.786 0.0 0.0 -90.0 -0.60 4 60E-5 0.15405 00

\31

004.60E-5 Z.OOO0.3090.0

o 6

0.0

0

004.60E-50.7600.2790.n0.0

100001. 7121. 7121.9635E-3

100001. 7121.7123.7306E-2

100001. 7121. 7125.8905E-3

100004.8994.8991: 9635£-3

10000

10000

4.899

4.899

4.899

4.8~9

13;)

?.1538E-2

7.8539£-3

1900200 3 0.430E6 309 001910000 BYPAS2 PIPE1910001 61910101 0.0186290 61910201 0.0186290 51910301 5.204 11910302 3.295 21910303 3.125 41910304 4.198 51910305 2.907 61910601 0.0 11910602 45.0 21910603 0.0 41910604 -90.0 61910701 0.0 11910702 0.35 21910703 0.0 41910704 -3.35 51910705 -1.8 61910801 4.6E-5 0.01910901 0.0 0.01910902 0.99 0.991910903 0.0 0.01910904 0.30 0.301910905 1.08 1.081911001 00 61911101 00000 11911102 10000 21911103 00000 419111여 20000 51911201 3 2.05E5 3i7.55 0.01911300 11911301 78. O. O. 5******** REACTOR CORE ********1330000 LOPE1 SNSLVOL1330101 3.141593 0.6a 0.0133020G 3 0.428£u 309.001340000 LOPE2 BRANCH1340001 7 01340101 0.453646 0.27 0.01340200 3 0.226£6 309.001341101 134010000 1350000001341201 7.0 0.0 0.01342101 i34010000 138000000134깐201 7.0 0.0 0.01343101 134010000 1410000001343201 7.0 0.0 0.01344101 134010000 1440000001344201 7.0 o.n 0.01345101 13401UOOO 14 'l0000001145201 ?C 0.0 O.C13~61:>i 13세01u000 1500000~O

1346201 7.0 0.0 0.0

”01l

끼ι

끼J

A영F3

1347101 134010000 301000000 2 9121E-3 1 23 1 2:1 00001347201 5.0 0.0 0.01350000 ENCORl SκGLVOL

1350101 4.510E-3· 0.28 0.0 O. 。 90 0 o 28 4.60E-50 ‘ 056336 001350200 3 0.377E6 309.001360000 INCORl PIPE1360001 81360101 2.6149623E-3 81360301 0.0875 81360601 90.0 81360801 2.0E-9 5.82034E-3 81361001 00 81361101 10000 71361201 3 0.352E6 318.15 00 0 0 21361202 3 0.352E6 318.15 0.0 o 0 41361('03 3 0.352E6 318.15 0.0 0 o 61361204 3 0.312E6 318.15 0.0 0 o 81361301 7.3 0.0 0.0 71370000 EXaJRl SNGLVOL1370101 4.593E-3 0.14 0.0 0.0 90.0 0.14 4.60E-5 0.0596 001370200 3 0.301E6 309.001380000 ENaJR2 SNGLVOL1380101 0.085690 0.28 0.0 0.0 90.0 0.28 4.60E-5 0.056336 001380200 3 0.311E6 3:)9.001390000 INaJR2 PIPE1390001 81390101 0.051727734 81390301 0.0875 81390601 90.0 81390801 2.0E-9 6. 15189E-3 813S1001 00 81391101 10000 71391201 3 0.352E6 318.15 0.0 o 0 21391202 3 0.340E6 318.15 0.0 o a 41391203 3 0.330E6 318.15 00 0 0 61391204 3 0.320E6 318.15 0.0 o 0 81291301 :.3 C.O O.C 71400000 EXaJR2 SNGLVOL1400101 0.081261 0.14 0.0 0.0 90.0 0.14 4.60E-5 0.0596 001400200 3 0.208E6 318.151410000 ENaJR3 SNGLVOL1410101 0.013530 0.28 0.0 0.0 90.0 0.28 4.60E-5 0.056336 001410200 3 0.371E6 309.001420000 INaJR3 SNGLVOL1420101 8.16754-3 0.7 0.0 0.0 90.0 O. 7 2 00E-8 6.15189E-3001420Z00 3 0.293E6309.001430000 i:XaJH3 SNGLVOL1130101 0.013779 0.14 0.0 C‘ 0 90.0 0.144.60!:-5 0.0596 001430200 3 0.198E6 318. 151440000 티‘〔‘0R4 SNGi..VOL11140101 Z.5490~-3 0.28 e.o 0.0 90.0 0.2~ 4.60E-5 0. 1)401 co1440200 3 0.324E6 309 001450000 INaJR4 PIPE

136

1150001 81450101 1.6888989E-3 81450301 0.0875 81450601 90.0 81450801 2.0E-9 6 91030E-3 81451001 00 81451101 10000 71451201 3 o 352E6 318.15 0.0 0 0 21451202 3 0.352E6 318. 15 0.0 0 0 41451203 3 o 330E6 318.15 0.0 0 0 61451204 3 0.301E6 318.15 0.0 o 0 81451301 8.3 0.0 0.0 71460000 EXCOR4 SNGLVOL1460101 2.626E-3 0.14 0.0 0.0 90.0 O. 14 4.60£-5 0.043999 001460200 3 0.232E6318.151470000 E.~COR5 SNGLVOL1470101 0.028039 0.28 0.0 0.0 90.0 0.28 4.60E-5 0.0401 001470200 3 0.370E6309.001480000 lNCOR5 PIPE1480001 81480101 0.019177663 81480301 0.0875 81480601 90.0 81480801 2.0£-9 7.24792E-381481001 00 81481101 10000 71481201 3 0.352E6 318.15 0.0 0 0 21481202 3 0.345E6 318 15 0.0 0 0 41481203 3 0.340E6 318.15 0.0 {) U 61481204 3 0.330E6 318. 15 o 0 0 0 81481301 7.0 0.0 0.0 71490000 EXCOR5 SNGLVOL1490101 0.028886 0.140.0 0.0 90.0 O. 14 4.60E- ,) 0.043999 001490200 3 0.220E6317.881500000 마COR6 SNGLVOL1500101 0.01~196 o 28 0.0 0.0 90.0 o 28 4.60E-5 o 0101 u;)

1500200 3 0.370E6 J09.001510000 INCOR6 SNGLVOL1510101 6.973696E-3 0.70.0 0.0 90.0 O. I 2.00E-8 7.24792E-3001510200 3 0.370E6 309 001520000 EXCOR6 SNGLVOL1520101 0.010504 0.14 0 0 0.0 90.0 0.14 4.60E-5 o 043999 001520200 3 0.200E6309.001530000 LCHIM BRANCH1530001 7 01530101 0.39100 0.61 0.0 0.0 90 0 0.61 4.60E-5 o 66464 001530200 3 0.197E6 309 001531101 137010000 15300000C 0.00 0.0 0.0 101001531201 4.5 0.0 a 01532~01 14001000:) 153000000 0‘ 00 o 0 o 0 101001532201 4.5 o 0 a 01533101 143010000 153000000 0.00 0.0 0.0 101001533201 4.5 o 0 0.0

1~7

1534101 146010000 153000000 o 00 0.0 o 0 101001534201 4.5 0.0 0.01535101 149010000 153000000 o 00 o 0 0.0 101001535201 4.5 o 0 0.01536101 152010000 153000000 0.00 0.0 o 0 101001536201 4.5 o 0 0.01537101 303010000 153000000 0.00 1. 0 o 5 100001537201 0.23 0.0 0.01540000 MCHIM SNGLvOL1540101 0.39100 1 9 0.0 0.0 90.0 1. 9 4.60E-5 0.664G4 001540200 3 0.186E6309.001550000 HCHIM SNGLVOL1550101 0.39100 0.95 0.0 0.0 90 0 0.95 4.60E-5 0.66464 001550200 3 O. 173E6 309.00****~*== POOL ~*=*=~**

1560000 LINPOLl SNGLVOL1560101 9.2158 1. 21 0.0 0.0 90.0 0.91 4.60E-5 3.51 001560200 3 0.222E6 309.001570000 LINPOL2 S~GLVOL

1570101 9.2158 0.89 0.0 0.0 90.0 0.89 4.60E-5 3.51 001570200 3 0.212E6 309.001580000 MINPOLl S~GLVOL

1580101 11.8910 0.74 0.0 0.0 90.0 0.74 4.60E-5 3.8910 001580200 3 O. 182E6 309.001590000 MINPOL2 SNGLVOL1590101 11. 8910 1. 66 0.0 0.0 90 ‘ 0 1. 66 4 60E-5 3.8910 001590200 3 0.182E6 309.001600000 HINPOOL S~GLVOL

1600101 11.8910 0.95 0.0 0.0 90.0 0.95 4.60E-5 3 8910 001600200 3 0.173E6 309.001610000 POOLl PIPE1610001 21610101 12.5661610102 43.26637457 216IC301 1. 25 I16103{)2 ι66 21til OoGl 30.0 21610801 1.15E-5 7.42216 I1610802 1. 15E-5 4.0 21611001 00 21611101 110001611201 3 0.1413E6 309.0 O. 0, O. 21611301 0.0 0.0 0.0 11620000 POOL2 S~GLVOL

1620101 43.26637457 0.54 0.0 0.0 90. o 54 4.60E-5 7.42216 001620200 3 0.120E6 309.01630000 POOL3 SNGLVOL1630101 43.26637457 6.55 0.0 0.0 90. 6 55 4.60E-5 7.42216 001630200 4 O.120E6 309 0 4.018E-2i640000 FLAPI SI\GL\0L11)40101 C.01824 0.20 o 0 o (' o 0 0.00 4.60~-5 0.1524 00lb40200 3 o 213E6 309.001650000 FLAP2 Si시GLVOL

1313

1650101 0 01824 0 lO 0 0 0 0 0 0 0.00 4 60E-5 0.1521 0‘)

1650200 3 0.213£6 309.001690000 FLAP3 SNGLvOL1690101 0 01824 0.20 0.0 0.0 0 0 a 00 4 60E-5 C 1524 001690200 3 0.213£6 309.001660000 -\nil ThIDPVOL1660101 1‘ 2566E9 0 0 1 E5 0.0 0 0 0 00 4.6£-5 4 0 001660200 41660201 0.0 0.1026E6 309.0 1.01670000 BRKPIPE SNGL\lOL1670101 9.6774E-4 0.50 0 0 0 0 0.0 0 00 46E-5 a 38735 001670200 3 0.378E6 308.151680000 -\TM3 ThIDPVOL1680101 12.566 0.0 I.E5 0.0 0.0 0.00 4.6E-5 4.0 001680200 21680201 0.0 0.1013E6 1.01750000 EWSP SNGLVOL1750101 0.0081072 10.56 0.0 0.0 90.0 10.56 4.60E-5 0 1016 001750200 3 0.153E6 309.01760000 EWSS SNGLVOL1760101 19.63495 5.09 0.0 0.0 90.0 5.09 4.60E-5 5.0 001760200 3 0.213E6 309.0~**~**** SECONDARY LOOP *~**~*;~;*********************~*~********

1810000 SECHXl PIPE1810001 121810101 0.42475 121810201 0.13365 111810301 0 303707 121810401 0.0 121810601 90.0 121810701 O. 17~5 1218!0801 0.0 5.0116E-3 121810901 0.0 0.0 1118110J1 00 12lRI1101 10100 II1811201 3 0.440E6 317.15 0.0 0 0 121311300 11811301 420.0 0.0 0.0 111820000 SECHXl PIPE1820001 121820101 0.42475 121820201 0.13365 111820301 0.303707 121820401 0.0 121820601 90.0 121820701 C 1795 121820801 0.0 5.0116£-3 121820901 0.0 0.0 111821001 00 121821101 10100 11182!201 ~ 0.44~~6 21 7 .15 0.0 0 0 121821300 1182\301 420 0 0.0 0.0 11

,39

l830000 SEC! 、 l DlflP\·OL1830101 20.9186 o 0 1 EI0 0 0 90 0 o 5 4 6E~5 I 06 101830200 31830201 0.0 o 6E6 305 151840000 SECIN2 nlDPVOL1840101 20.9186 o 0 1 EIO o 0 90.0 0.5 4 6E-5 1 06 101840200 31840201 0.0 0.6E6 305. 151850000 SEcourl TMDPVOL1350~01 20.9186 0.0 1. E5 C 0 90.0 0.5 4.6E-5 0.31655 101850200 31850201 0.0 0.4E6 313. 1518600(에 SECOUf2 nfDPVOL1860101 20.9186 o 0 1. E5 0.0 90.0 0.5 4.6E-5 0.33655 101860200 31860201 0.0 0.4E6 313.15****::*= GAP HOLES =***********=***=******=********=****~=**********~

m

m

m

뼈

뼈

뼈

AU

nU

AU

F컨

건

경

따

…M

mM

ja1

ju1

A에

애

m애

앙

nU

nU

nu

nu

nu

nU

%

%

%

nU

nU

nU

nU

nu

nU

nu

nU

nU

nu

nu

nu

nU

nu

nU

마O

어

마O

어

마0

%

U

뻐3U

때3

비

갱3

N06NO6mo5

S

1

표S

l

표S1

표

뼈뼈끼jm“

뼈긴·뼈뼈긴.

PU

끼J

nU

FU

끼J

nU

PU

ηJnU

빠M3

빠M3

빠M3

%m%%

이mmmm

「‘

,l‘”tnl

‘,,‘rJi

rl‘1l‘。‘

nU

nU

nv

nu

nu

nU

nu

nu

nu

떼m

떼mmmmmm*****;*************~******~****~*~*********************~************

* PUMP VOLlf.-1E DATA “’

~**~=********~=~*********=****~~**~~*****~*;*********=**~***********

1710000 PUMP1 P에P

1710101 0.0903 0.0 0.1251710108 110010000 0.0889141710109 112000000 0.0889141710200 3 0.334E6 317.5l710201 1 390.000 0.01710202 1 390.0 0.0 0.01710301 0 0 -1 -1 -1 519 01710302 122.522 1.0 0.5111140.0 1870.0 156.89 998.7*1710303 0.0 643.03667 29.683666 -222.27478 -209.4306811710303 O. O. O. O. O.1711100 1 1 0.0 1.4608 , 0.21961 1.4150, 0.25358 1.4188 , 0.37031 1.3830 ,

1711101 0.49375 1.3335.0.61719 1.2840 , 0.67891 1.2459.0.74062 1.2116.1711102 0.777£6 1.1796.0.88823 1. 1095 , u.98750 1.0303.1 0 1.01351711200 1 2 O. -0.9 , 0.54 0. , 0.600.09 , 0 8562106162.1711201 0.95309 0.8895.1.0 1.01351711300 1 3 -1.02.23 , -0.8 1.88. -0.6 1.64. -0 4 1 56. -0.2 1 42.17113이 0.0 1. 381711400 1 4 -l.U 2.23 , -0.8 1.83.-0.6 1.~2.-0.4 1‘ Z9 ‘ -0.2 1. 06 ,

1711401 0.00.921711500 1 5 O. 0 38.0.2 0.49.0.4 0.56.0.6 0 63.0 8 0.76.1.00 ge1711600 1 6 O. O.9Z , O.2 0.83 , G.4 n 73.0.~ 0 78.0 80 86. I.e 0 9~

1711700 1 7 -1. 0 -1. 78.-0.8 -1. 18 , -0.6 -0 G3.-0 4 -0.2.-0.20.161711701 0.0 0.38

0.0 22.9 0.585 000.55~ 0.555 O~OOO

0.0 0.0 11000

HJ

17U80a 1 8 -1‘ o -178.-08 -169.-06 -1 6.-0 tl -1. 42.-02 -121.1711801 0.0 -0.911711900 2 1 0.0 0.5647.0.219610.6535.0 25358 0.6614.0.37031 0.7323.1711901 0 49375 0.7974.0.61719 0.8625.0.678910.8950.0.74062 0.9178.1711902 0.777960 9439.0.88823 0.9748.0.98750 1 0155.1.0 1.01871712000 2 2 0.0 -0.53. 0.2 -0.20. 0.4 0.03. 0.6 0.35. 0.83177 0 68195.1712001 0.856210.7559.0.95309 0.9313 , 1.0 1 01871712100 2 3 -1.0 1.56, -0.8 1.16.-0.6 0.86. -0 5 0.77. -0 4 0.69.1712101 -0.2 0.57.0. 0.541712200 2 4 -1.0 1.56.-0.8 1.38 , -0.6 1.29 , -0 4 1.21.-0 2 1.16.1712201 O. 1. 111712300 2 5 0.0 -0.77.0.2 -0.42.0.4 -0.17 , 0.58 O. , 0.8 0.2 1.0 0.471712400 2 6 O. 1.11.0.2 1.02.0.40.92.0.6 0.77 , 0.8 0.62.1.0 0.471712500 2 7 -1.0 -3.56.-0.8 -2.87.-0.6 -2.30.-0.4 -1.69.-0.2 -1.18.1712501 0.0 -0.771712600 2 8 -1.0 -3.56.-0.8 -2.78.-0.6 -2.10.-0.4 -1.52.-0.2 -1.0.1712601 0.0 -0.531713000 a 0.0 0.0. 0.08 0.0. 0.2 1.0. 0.9 1.0 , 1.0 0.0011713100 0 0.00.0 , 0.17 0.08. 0.30.56.0.650.62. 0.80.62. 1.00.5*1716001 o. 1.82. 13.13 1.74. 26.26 1.72 , 39.40 1.78 , 52.532. la ,*1716002 65.662.28. 78.792.50. 91.92 2.40 , 105.06 2.25 , 118.19 1.6.*1716003 122.522 1.0. 131.32 O.*1716100 501*1716101 O. 0.. 10. 122.522*********~****#~~*~~**=****=****=********~**~****************************

1720000 P마lP2 Pl1vIP1720101 0.0903 0.0 0.125 0.0 22.9 0.585 001720108 111010000 0.088914 0.555 0.555 010001720109 113UOOOO~ 0.088914 0.0· 0.0 110001720200 3 0.334E6 317.151720201 1 390.30 0.0 0.01720202 1 390.300.Q 0.01720301 0 0 -1 -1 -1 519 01720302 122.522 1.0 0.51111 40.0 1870.00 156.89 993.7*1720303 0 0 643.03667 2g.683666 -222.27478 -209.4306811720303 O. O. O. O. O.i721100 1 1 0.0 1.4638.0.20705 1.4044, 0.25358 1.4036.0.37니31 1.3940.1721101 0.49375 1.3564.0.61719 1.2954.0.67891 1.2535.0.74062 1.2192 ,

1721102 0.77796 1.1814 , 0.88823 1.1095.0.98750 1.0058.1.0 1.00581721200 1 2 O. -0.9 , 0.54 0.. 0.60 0.09. 0.85693 0.5775 ,

1721201 0.95309 0.8514.1. 1.00581721300 1 3 -1.0 2.23.-0.8 1.88, -0.6 1.64 , -0.4 1.56.-0.2 1.42 ,1721301 0.0 1.381721~00 1 4 -1.0 2.23 , -0.8 1.83.-0.6 1.52.-0.4 1.29 , -0.2 1.06.1721401 0.0 0.921721500 1 5 0 0.38.0.2 0.49.0.4 0.56.0.6 0.63 , 0.8 0.76.1.0 0.981721600 1 6 0 0.92 , 0.2 0.8~.O.4 0.78.C.6 O. 78.0.8 O.8~， l.0 0.981721700 1 7 -1.0 -1.78.-0.8 -1.18.-0.6 -0.63.-0.4 -0.2 , -0.2 0.161721101 0.0 0.361721800 1 8 -1. 0 -1. 78 , -0.8 -1. 69.-0.6 -1.1>, -0.4 -1. 42.-0.2 -1.21 ,17218u] 0.0 -0.9J172i900 2 1 ~.G 0.5725.U.20705 0.60€~.0 ‘ 25358 0.6298 , 0.37031 O.696~ ，

1721901 0.49375 0.7648.0.61791 0.8267.0.67891 0.8560.0 74062 C 8853 ,

141

1721902 0.77034 0.8954.0 85693 0 7158.0 95309 0 8958 , 1 0 0 98291722000 2 2 0.0 -0.53. 0.2 -0.20. 0.4 0.03 , 0.60.35. 0.831770.68195.1722001 0.85693 0.7158.0.95309 0 8958 , 1.00.98291722100 2 3 -1.0 1.56. -0.8 1 16 , -0.6 0.86.-0.5 0.77 , -0.4 0.69 ,

1722101 -0.2 0.57.0. 0.541722200 2 4 -1.0 1.56.-0.8 1.38 , -0.6 1.29 , -0.4 1.21 , -0.2 1.16 ,

1722201 O. 1. 111722300 2 5 0.0 -0.77.0.2 -0.42.0.4 -0 ‘ 17.0.58 O.. 0.8 0.2 1.0 0.471722400 2 6 O. 1.11.0.2 1.02.0.4 0.92.0.6 0.77 , 0.80.62.1.00.471722500 2 7 -1.0 -3.56. -0.8 -2.87 , -0.6 -2.30.-0.4 -1.69.-0.2 -1.18.1722501 0.0 -0.771722600 2 8 -1.0 -3.56.-0.8 -2.78.-0.6 -2.10. -0.4 -1.52 , -0.2 -1.0.1722601 0.0 -0.531723000 0 0.00.0 , 0.08 0.0. 0.2 1.0 , 0.9 1.0. 1.0 0.0011723100 0 0.00.0. 0.17 0.08. 0.30.56.0.65 0.62. 0.8 0.62. 1.0 0.5*1726001 O. 1.82. 13.13 1.74. 26.26 1.72 , 39.40 1.78. 52.532.10.*1726002 65.662.28. 78.79 2.50. 91.92 2.40. 105.06 2.25.118.19 1.6.*1726003 122.522 1.0. 131.32 O.*1726100 501*1726101 O. 0.. 10. 122.522***~=====~~==**~=*=~===~=**~~~=**~*********===*~*=**~******~******=****

* JUNCf ION DATA**=*~====****~=;~~~~**~***~***~**=*=*=*=**~=*=*******~****************=

2JI0000 다~lJTl SNGW아J

2010101 153010000 101000000 0.088914 0.55 0.55 100002010201 1 390. 0.0 0.02020000 C빠IOlJT2 SNGWUN2020101 153010000 102000000 0.088914 0.55 0.55 100002020201 1 390. 0.0 0.02030000 OlJTLTJ1 SNGWUN2030101 101010000 103000000 0.088914 0.18 0.18 000002030201 1 390. 0.0 0.02040000 OlJTLTJ2 SNGWUN2C40I0l 102010000 lC4000000 0.088914 0.245 0.245 000002040201 1 390. 0.0 0.02050000 PSL.CfJl SNGWUN2050101 1080100~0 110COOOOO 0.088914 0.377 0.377 000002050201 1 390. 0.0 0.02060000 PSUCfJ2 SNGWUN2060101 109010000 111000000 0.088914 0.377 0.377 000002060201 1 390. 0.0 0.02110000 PDISCJl SNGLJ에

2110101 112010000 114000000 0.088914 0.262 0.262 000002110201 1 390. 0.0 0.02120000 PDISCJ2 SNGLJL~

2120101 113010000 115000000 0.088914 0.262 0.262 000002120201 1 390. 0.0 0.02130000 HXJ 1 S~IGW lIN

2130101 114010000 116000000 0.088914 0.0 0.0 00000213020\ 1 390. 0.0 0.02140000 P.XJ2 s~rGW lIj\l

2140101 115010000 117000000 0.088914 0.0 0.0 C~OOO

2140201 1 390. 0.0 0.0

142

2150000 H\α、 l \.\L\'E2150101 116010000 l18000000 0.088914 0.6747 o 6747 011002150201 389.8 0.0 o 02150300 CHKVlV-‘-2150301 o 0 -200.0 0.02160000 HXCI<2 VALVE2160101 117010000 119000000 0.088914 0.6747 0.6747 011002160201 390.5 0.0 0.0으파Q3DO CHKVlV~2160301 0 a -200.0 0.02170000 ISVl VALVE2170101 118010000 120000000 0.088914 5.57 5.57 211002170201 390. 0.0 0.02170300 TRPVLV2170301 5022180000 ISV2 VALVE2180101 119010000 121000000 0.088914 5.57 5.57 211002180201 390. 0.0 0.02180300 TRPVLV2180302 5022190000 OUf ISJ1 SNGLJUN2190101 120010000 122000000 0.088914 0.364 0.364 010002190201 390. 0.0 0.02200000 JUf lSJ2 SNGLJUN2200101 121010000 123000000 0.088914 0.364 0.364 010002200201 390. 0.0 0.02210COO INCOlJ1 SNGLJ에

2210101 122010000 124000000 0.038914 0.182 0.182 010002210201 390. V.O 0.02220000 INCOLJ2 SNGLJUN2220101 123DI0000 124000000 0.088914 0.182 0.182 010002220201 390 0.0 0.02230000 ENCOLDJ VALVE2230101 125010000 12GOOOOOO O. ll7781 o 26 0.26 00100 0.6 0.62230201 708. 0.0 o 02230300 MfRVLV2230301 501 517 1. 0 1 () G2240000 COli.GJ1 SNGLJ아‘

2Z40101 126010000 127000000 0.117781 0.15 0.15 010002240201 708. 0.0 0.02250000 COLLGJ2 VALVE2250101 127010000 128000000 0.117781 0.182 0.182 01100 0 , 60.622502,)1 708 o a o 02250300 ~rrRVLV

2250301 501 518 1. 0 I a 022600CJO HI 1\flTJ SNGLJUN2260101 128010000 129000000 0.117781 0.0 0.0 200002260201 7G8. 0.0 0.02270000 MJ i\flTJ SiI;GLJllNZ270101 129010000 130000000 o 1I17~1 (1 .195 0.195 2C0002270201 708. o 0 0.02280000 L1 NLTJl SNGLJUN2280101 130010000 131000000 O. 117781 00 0.0 20000

11.1

2280201 708 αo 0 0.02290000 Ll~'LTJ2 S;-.JGLJ lIN2290101 131010000 133000000 0 117781 o 26 0.26 201002290201 708. 0.0 0.02300000 BTC\t VALVE2300101 190010000 191000000 0.018629 7.1024 7.1024 001002300201 75.104 0.0 0.02300300 mRVLV2300302 501 519 10. 0.334 02310000 BYPASSJ SNGUUN2310101 191010000 156000000 0.018629 1. 30 1. 30 110002310201 78. 0.0 0.02320000 FLAPJl VALVE

2320101 165000000 164010000 0.0 3.415 3.415 001002320201 0.0 0.0 0.02320300 TRPVLV2320301 5202330000 FLAPINl SNGUUN2330101 157000000 165010000 0.0 O. 5 1. 0 010002330201 0.00 0.0 0.02750000 FLAPJ2 VALVE2750101 169000000 164010000 0.0 3.415 3.415 001002750201 0.0 0.0 0.02750300 TRPVLV2750301 5202760000 FLAPINZ SNGU1JN2760101 157000000 169010000 0.0 O. 5 1. 0 010002760201 1 0.00 0.0 0.02350000 LOPEJUN SNGUliN2350101 13301QOOO 134000000 0.0 0.0 0.0 101002350201 680. 0.0 0.02360000 메CORIJ SNGLJUN2360101 135010000 136000000 0.0 0.53 0.53 100002360201 0 7 3 0.0 0.02370000 IN<XlRIJ SNGLJU:\237010! 136010000 137000000 0.0 O. 78 0 fa 100002370201 0 7.3 0.0 0.02400000 ENCOR2J SNGLJUN240010l 138010000 139000000 0.0 0.53 0 53 100002400201 0 7.3 0.0 0.02410000 lN<XlR2J SNGLJUN2410101 139010000 140000000 0.0 0.78 0.78 100002410201 0 7.3 0.0 0.02440000 타lCOR3J 5t\lGLJUN2440101 141010000 142000000 0.0 0.53 0.53 100002440201 o 7.3 0.0 0.02450000 H\COR3J SNGUUN2450101 142010000 143000000 0-.0 0.78 0.78 10000~450201 0 7.3 0.0 0.02480000 u~COR4J SNGLJUN~4801 0l 144010000 1~5000000 0.0 0.410.41 100002480201 0 7.3 0.0 0.02490000 INCOR4J SNGLJUN

144

2,190101 -이‘‘ 501 … () I 'toono사” 씨 l) () o l>3 0 03 1000α”2490201 0 7.3 o 0 o 02520000 E\COR5J S;\GLJl:i\2520101 147010000 148000000 0.0 o 41 0 41 100002520201 0 7.3 o 0 o 02530000 1NCOR5J SNGLJUN2530101 148010000 149000000 o 0 0.63063 100002530201 0 7.3 0.0 o 02560000 ENCOR6J SNGLJUN2560101 150010000 151000000 0.0 1).41 0.41 100002560201 0 7.3 0.0 o 02570000 I NCOR6J SNGLJUN2570101 151010000 152000000 o 0 o 63 0 63 100002570201 0 7.3 0.0 o 02590000 LCHl MJ SNGLJUN2590101 153010000 154000000 0.0 o 0 o 0 100002590201 18. 0.0 0.02600000 MCHIMJ SNGLJUN2600101 154010000 155000000 0.0 0.0 0.0 100002600201 78. 0.0 0.02610000 HCHIMJ Sl'!GLJUN2610101 155010000 161000000 0.0 o 0 0.0 100002610201 0.0 0.0 o 02620000 LINPOLJl SNGLJUN2620101 156010000 157000000 9.67590 0‘ 0 0.0 100002620201 18.0 o 0 0.02630000 LINPOLJ2 SNGLJLN2630101 157010000 158000000 9.67590 o 0 o 0 100002630201 78. 0.0 o 02640000 MINPOLJl SNGLJUN26401Ul 158010000 159000000 11. 8910 0.0 0.0 100002640201 78. 0.0 0.02650000 MINPOLJ2 SNGLJuN2650101 159010000 160000000 11. 8910 o 0 0.0 100002650201 78. o 0 0.02660000 HlNPOLJ S、‘GLJUN

2660101 160010000 155010000 0.34695 o G 0.0 iOUOO2660201 78. 0.0 0.02670000 POOLINl SNGLJUN2670101 160010000 161000000 0.0 0.0 0.0 100002670201 0.0 0.0 0.02680000 POOLIN2 SNGLJliN2680101 161010COO 162000000 0.0 0.0 0.0 100002680201 0.0 0.0 0.02690000 POOLI N3 SNGLJ lIN2690101 162010000 163000000 0.0 u 0 0.0 100002690201 0.0 0.0 0.02700000 POOLO lJT S~GLJUN

2700101 163010000 166000000 0 0 1 0 10 끼 10000'l700201 0.0 0.0 0.0*2€80000 POO:"'1 1\J Si\:GLJIIN*2680101 156010000 1530100C~ 0.3'!69 :J 0.0 V.V 1000U*2680201 0 0.21 0.0 0.0

1~5

2710000 51\1 nlDPJlλ

2710101 183000000 181000000 0 a2710200 5132710201 o 0 420 0.0 0 02710202 o 1 386 9 o 0 0.02710203 o 2 339.7 0.0 0 02710204 o 4 270.9 0.0 0.02710205 0.6 224.9 0.0 0.02710206 0.8 192.3 0.0 0.02710207 1. 0 167.7 0.0 0 02710208 1. 2 148.9 0.0 0.02710209 1. 4 132.8 0.0 0.02710210 1. 6 121. 3 0.0 0.02710211 1. 8 110.9 0.0 0.02710212 2 0 102.3 0.0 0.02710213 2.5 85. 7 0.0 0.02710214 3.0 73.6 0.0 0.02710215 3.5 64.5 0.0 0.02710216 4.0 57.4 0.0 0.02710217 5.0 47.0 0.0 0.02710218 6.0 39.9 0.0 0.02710219 7.0 34.6 0.0 0.02710220 8.0 30.7 0.0 0.02710221 9 0 27.6 0.0 0.02710222 30.0 0.0 0.0 0.02720000 SIN2 TI-lDPJLIN2720101 184000000 182000000 0.02720200 5132720201 0.0 420. 0.0 0.02720202 0.1 386.9 0.0 0.02720203 0.2 ~9. 7 0.0 0.02720204 0.4 270.9 0.0 0.02720205 0.6 224.9 0.0 0.02720206 o 8 192.3 0.0 0.02720207 1 0 167.7 0.0 0.02720?08 1 2 148.9 0.0 0.02720209 1 4 132.3 0.0 O.J2720210 1 6 121.3 0.0 0.02720211 1. 8 110.9 0.0 0.02720212 2.0 102.3 0.0 0.02720213 2.5 85.7 0.0 0.02720214 3.0 73.6 0.0 0.027Z0215 3.5 64.5 0.0 0.02720216 4.0 57.4 0.0 0.0L720217 5 0 47.0 0.0 0.02720218 6 0 39 9 0.0 0.02720219 7 lJ 34.6 0.0 a al:720220 8 0 30 7 o 0 0 02720221 9 0 27.6 o a 0.0272027.2 30 0 0.0 0.0 (l .0:?730000 SOFTl SNGLJUN2730101 H~ I'HOOOO 185000000 0.0 o 0 a 0 000002730201 420. 0.0 0.0

!46

2740000 SOll2 Si\GLJV>I

2740101 182010000 1860000002740201 1 420 0 0.0 0.0::: BREAK POI~T

2870000 BRKl VALvt2870101 167010000 1680000002870201 1 0 00 0 0 0.02870300 TRP\l LV2870301 5192880000 BRKJUNl SNGLJUN2880101 126010000 1670000002880201 1 0.0 0.0 0.02780000 EWSSJl VALVE2780101 175010000 1290000002780201 1 0.0 0.0 0.02780300 TRPVLV2780302 5172790000 EWSSJ2 S~GLJUN

2790101 176010000 1750000002790201 0 0.0 0.0 0.02810000 SHLJNl SNGLJUN2810101 301010000 3020000002810201 1 0.0 0.0 0 02820000 SHLJ:‘12 SNGLJUN2820101 302010000 3030000002820201 1 0.0 0.0 0.0

o 0 0 0 o 0 00000

9 6774E-4 01100 0 6 (j 60.0 0.0

9.6774E-4 0.0 0.0 20000

0008107 1. 0 o 5 00100

0008107 1. 0 o 5 10000

0.0 0.0 0.0 10000

0.0 0.0 0.0 10000

::: HEAT SLABS**********************************************************************

*“******~**;***;********~***********************************************

**

::: FUEL::: HOT CHA/l.IN묘( 36-t.L9IENT)1136000011360100113601011136010211360103113602011136020211360203113603011136030211360303113604011136040211360501112505021136U6011136060211360701113 f>07021136070311360704

----

2

3

터댄

oU

0·끼

「CA“1

4

0000

「·nU

nu

‘J

「--“

(J

nu

nu

nu

F3

ζ니

1l

?I

/1

nu

nU

끼4

?I

702

0

,‘g

。onU

nU

ιL

c.u

c.녕

「JFO

9

lZ44678678

여%j

mn

염

。。

。그

nU

nU

!l

’i

ll

’i

nU

n”nu

nU

nu

「UnU

nu

nu

nU

nU

nU

1i

nxu

ooooo

G60000

80

611l23

LQ

0.E

앞Oouummmm

0.0

o 0875 70.0875 8

o 0.079649188 7o 0.079649188 8

0.0 1o 0 2o 0 3o 0 4

l J1 7

11360705 100 a 16,18125 a 0 0_0 511360706 100 o 1394375 o 0 o 0 611360707 100 o 1024375 a 0 0.0 711360708 100 o 07025 o 0 o 0 811360801 0 0 0 o 0 811360901 0 5 861525£-3 0 0.0875 8‘~ AVERAGE CHANNEL(36-ELEMENT)11390000 8 9 2 0.011390100 011390101 6 2.745E-311390102 3.918£-311390103 3 935£-311390201 611390202 2 711390203 3 811390301 1. 0 611390302 0.0 t

11390303 0.0 811390401 320.0 211390402 320.0 411390403 320.0 811390404 320.0 911390501 0 0 0 0.0875 711390502 0 0 0 0.0875 811390601 139010000 10000 0 1. 4797514 711390602 139080000 0 0 1.4797514 811390701 200 0.1045 0.0 0.011390702 200 o 1255 o 0 o 0 211390703 200 o 1393125 0.0 0.0 311390704 200 O. 1536875 0.0 a a 411390705 200 O. 1648125 0.0 0.0 5113907(l6 200 0.1394375 0.0 0.0 611390707 200 O. 1024375 0.0 0.0 711390708 200 0.07025 0.0 0.0 811390801 0 0 0 0.0 811390901 0 6 15189E-3 0 0.0875 6*꺼F

* HOT CHANNEL(18-EL 마lENT}

11450000 8 9 2 o 0 011450100 011450101 6 3.323377£-311450102 4 019667£-311 -150103 4.055667£-311450201 ’ 6‘11450202 2 711450203 3 8II A51’3Ul 1. 0 611450302 0.0 7

11450303 0.0 811450401 320.00 811450402 32() 00 911450501 0 0 0 0.0875 711450502 0 0 G 0.0875 8

148

o 0 040134~4 7

o 0.04013494 8o 0 l0.0 2o C 3o 0 4o 0 5

o 0 60.0 70.0 8o 0 80.0875 8

0

7l

n。

%

인

78

總總

αUnU

πυπu

1234

567888

%%0O

OO

OOOOOOOOO

검

0.9.oo.0.0.0.0.0.

%nu

0.0

깨I

o 0

--

nU

nU

nU

nU

nU

nU

nU

nU

nU

끼/‘

nu

nU

nU

nU

nU

nU

nU

nU

nU

、lI

O

M

JJ3

o

mo5

캔

재

검

3

뾰

또E

또

OO

애05

%%5

m

없%”%

@

5%

πu

따m때

까μmm

됐

m

댔%m

웹@-a

짜ωπω

〔따

7289

4204

3E

---7

2

8942

0

402

00

U

퍼HUMUn%

m옹91333678

6

78

oouuuuuuu%

깨

OO

---O

9

l

24890000

--------4

0000

0

00000

-(

oαoooooooo

2

OO

6L

oo

-1

55555

1i

QU

EL

1i

QU

7’

1i

1i

1i

1l

’l

떠때떼떼떼mm

떼m%00

빼806

1Ii23NMM

떼떼때떼OO

때뼈뼈뼈뼈뼈뼈뼈빠뼈00

總uo44mm%mmm

삐%mmmm%

때m

때뻐에따때m

이mm

때%

떠이%

떼이뼈뼈뼈떼@

이%m

따m

뼈m%W

뼈삐뻐때mmmm

이뻐따뼈여%

뼈M

떼뼈뼈뼈뼈뼈뼈쩨뼈뼈뼈聊빼빼뼈뼈破뻐獅獅뼈뼈椰願椰빼獅獅짜뼈獅뼈椰뻐뼈m

째뼈빼뼈搬뼈따때때때때때때때m

때때

,,.‘Il

---,,‘

·li

---Il

--‘-----‘

.,‘,li

--i‘ll--‘,li--‘,.,‘‘li--‘1·‘‘li--‘1i

’lil---

‘---’li

li

--‘------,‘

1·‘,-----‘

1i

li

--,‘,,i

UU

1.‘,,.‘1l

,.,‘,ll--‘,il----,.,‘

--Ii

li

--’l

,‘Il

1‘1i

Il

1i

---*

1A

--’i

1A

1i

1l

1i

1‘,‘1i

1i

1A

’i

1i

1A

1i

1i

1i

1i

1l

1i

1i

1i

’i

1i

1i

--,‘

1i

**

1i

I‘1l

1‘,i---‘

1i

1i

1‘

l

I’--

nu

nu

nU

nu

nL

nU

AU

nU

nU

nU

nU

nU

nU

AU

RU

nU

nU

nU

5

9.7E-4

44

2345

nU

nU

nU

AU

삐omoU

4

momoo-

m

애

O

n서u」u

Tπ

m

M

033

-C

」

r」

-C

』

CU

CU

CJ

’l

n3

A영A“I1l

q/·

’J

i“‘cJ

rO

Fo

n--‘”νu‘

”UU‘”νLM

•••

‘•..‘

’--‘

,vl‘”νu‘

”uu‘

,-------

””nu

nu

nu

nu

nu

nU

Au

nu

nU

nu

nu

nU

nU

mmmmo552

πuπuπω%

πωm%

mωmo55

「L

!i

’l

nU

PU

-----r

‘1‘1i

nu

녀Mmm

히

마2

U%%%%%

πωπω없%

li

--1

000X10

4403333311110OO

12l2

l1lMool--1

23451212

1l1

0000oooEOOOOOOOOOOOOOOOOO

야

야%%W%

애Tmmm@

mω여

야

여@

@

%%%%W

얘

애

?-?‘

?)

?』

?』?‘

。ι

끼n?J

?)

1J

q나

1ι

1니

?녕

?나1“?나

익나

1ι

1닝

1니qJ

1J

q니

------l

E

l--I

l-----------

il

---,,‘

’li--‘

,ll--‘

ι[

---‘

,li--‘

’li--‘

--‘

1l‘,li--‘

,li--‘

1i

li

--‘

’ll·-A

1,‘

‘li---,.‘

,,l

’’l

‘,‘

’ll

ιf

,,.‘

··i

’li’’l

‘,‘

,,l

’’i

,,‘

‘‘‘

,,i

,,‘

,‘‘

,,i

’’l

---’’--,‘

0 82 5 110 82.5 120 82.5 110 82.5 12

0.0 120.42475 120.42475 12

0.0

1 0 82.51 0 82.51 0 82.51 0 e2.5

0.0 120.42475 12o 42475 12

1i

q4

1l

qι

,.‘

1.‘,,.‘

---‘

**********************************************GENER-\L T-\BLE (POWER)**~**~~*~~*~*****==~==~=**=**~****~~~***=****

2021000020210001202100022021000320210004202i0005702100062021000720210 (J0820210009202100102021001120210012202100132021001420210015202100162021001720?10018202100192'0210020~0210021

202100222021C02:70210024

POWER 510 1.0 2531.50476E30.00 1.0.22 1.0.27 0.9940480.32 0.9819580.42 0.9590800.52 0.9390850.62 0.893~RO

0.72 0.8298100.82 0.7518760.92 0.6835211.02 0.6229781. 12 0.5711771.22 0.5264441. 47 0.4472081.72 0.3941052 2 0.3288192.7 0.2796363.2 0.2412873.7 0.211:)084.2 0.187653

!J. 0.1603186. 0.1377937. 0.1243078. O. 115~04

1;)0

20210025202100262021002720210028202100292021003020210031202100322021003320210034202100352021003620210037202100382021003920210040202100412021004220210043202100442021004520210046202200002C22000120220002202200032022000420220005202200062022000720220008202200092022001020220011202200122022001320Z200!42022001520220016202200172022001820220019202200202022002120220fl222C220023202200242022002520220026202200't72022uO~8

2022002920220030

~l 0 Io~w}tj

10 0 10223120. 0.07188440 . 0.0554160. 0 0483980 0.044351

100 0.041533200 0.033306400. 0.02822600. 0.02532800. 0.02352

1000. 0.022202000 0.018844000. 0.015366000. 0.013448000. 0.01260

10000. 0.0115820000. 0.0095440000. 0.0075060000. 0.0067980000. O. 00606

100000. 0.00570POWER 510 1.0 20531 48908E3

0.00 1.0.22 1.0.27 0.9940480.32 0.9819580.42 0.9590800.52 0.9390850.62 0.8939800.72 0.829810C.82 0.751R760.92 0.6835211.02 0.6229781. 12 Q 5711771.22 0 5264441. 47 O. H72081. 72 0.3941052.2 0.3288192.7 0.2796363.2 0.2412873. 7 0.2113084.2 0.187 '553

5. 0.1603186. 0.1377937 0.1243078. 0.11530 에

9. 0 1lJ949 4.

10 0 10223120. 0 0718844{) 0.0554160. 0.0183980. 0.044351

151

20220031 100 a 04153320220032 200 0.03330620220033 400 0.0282220220034 600 o 0253220220035 800 0.023S220220036 1000 0.0222020220037 2000 0.0188420220038 4000 0.0153620220039 6000 0.0134420220040 8000 0.0126020220041 10000 0.0115820220042 20000 0.0095420220043 40000 0.0075020220044 60000 0.0067920220045 80000. 0.0060620220046 100000 0.0057020230000 POWER 510 1. 0 1443.680375E320230001 0.00 1.20230002 0.2220230003 0.27 0.99404820230004 o 32 0.98195820230005 0.42 0.95908020230006 0.52 0.939085Z0230007 o 62 0.89398020230008 O. 72 0.82981020230009 o R2 0.75187620230010 092 0.68352120230011 1. 02 0.62£97820230012 1 12 U.57117720230013 1. 22 0.52644420230014 1.-17 0.44720820230015 172 0.3941052023G016 2 2 0.32881920230017 2 7 O.~79G36

20230018 '3 '2 0.24128720230019 3. 7 0.21130820230020 ‘ ? 0.1876:)3, -20230021 3 0‘ 16031820230022 6 0.13779320~30023 7 0.12430720230024 8. 0.11530420230025 9 0.10949420230026 Iv 0.10223120230027 20 0.07188420230028 40 0.0554120230029 60 0.04839202300~0 80 0.044j5120230031 iOO. 0.04153320230032 200 0.0영306

2u2300~3 400 0.02R2220Z3003d GOO (l 0253220230035 800 0.0깅S2

202~0036 1000 0.02220

152

202300372023003820230039202300402023004120230042202300432023004420230045202300462024000020240001202400022024000320240004202400052024000620240007202400082024000920240010202400112024001220240013202400142024001520240016202400172024001820240019202400202024002120240022202400232C2400242024002520240OZ62024002720240028202400292024003020240031202400322024C033202400342024003520~40036

202400372CZ400382024003920249048z024004120240042

2000 0 0188·14000 0.015366000 0.013448000 0.01260

10000 0 0115820000 0 0095440000. 0.0075060000 0.0067980000 0.00606

100000. 0.00570POWER 510 1.0 5943325786E3

0.00 1.0.22 1.

0.27 0.9940480.32 0.981958o 42 0.9590800.52 ~.939085

0.62 0.8939800.72 0.8298100.82 0.7518760.92 0.6835211.02 0.6229781. 12 0.5711771.22 0.5264441 47 0.4472081. 72 0.3941052.2 0.3288192 7 0.2796363.2 0.2412873 7 0.2113084 2 O. 1876535. 0.1603186. O. 1377937. 0.1243078 0.1153049. 0.109494

10. 0.10223120. 0.07188440. 0.0554160. 0.0483980. 0.044351

100. a 041533200. 0.033306400. 0.02822600. 0.02532800. 0.02352

1COO. 0.022202000. 0.013d44000. 0.01536600n. δ.01344

8000 0 01260~OOOO. 0.0115820000. 0.00954

151

202 ,\0013 ,10000 a 0075020240044 60000 0.0067920240045 80000. 0.0060620240046 100000 0.00570‘·’iι‘

******~*******************************~***************'*~****‘:，.;-- ，~:~ :~* ~"{:~ :.":*:~

:;, CO,\lPOSITION TYPE AND D.-\TA FOR서AT

**********************~=***~**********************~***********~~*****‘::* *20100100201002002010030020100400:‘r

TBLlFCfN

TBLlFCTI•TBLl FCTNTBLlFCTN

* FUEL MEAT(U3SIAL)"* S~正ATH

"* OXIDE LAYER BY CORROSION* HX PLATE

“、、

**

**

************************************************************************* MATERIAL PROPERTIES FOR ACCIDENT ANALYSIS .... NOT NOMINAL VALUES ** THE~~L CONDUCTIVITY DATA ‘때D VOLUMETRIC HEAT CAPACITY DATA* VERSUS T타{PERATURE FOR ABOVE C매POSITION

****************************************************=********************?

* FUEL MEAT(U3SIAL)‘Tν

‘”ι‘ TElvIPERATURE 깨Ef써AL CONDUCT IVITYιι“.

20100101 290.95 141. 4966 *310.9520100102 338.75 139.508420100103 366.45 137.885520100104 394.25 136.578620100105 422.05 135.556520100106 449.82 134.782t>

20100107 477.15 134.22522UI00108 500.15 133.887120100109 550.15 133.457620100110 600.15 133.267420100111 650.15 133.097820100112 700.15 132.729820100113 750.15 131. 944620100114 800.15 13\>.5235*η、

‘「ν‘ TEt\IPERATURE HEAT CAPACITY*20100151 294.261 2152681.20100152 310.928 2166170.20100153 33e.706 2188651.20100154 366.438 Z211095.20100155 394.261 2233613.20100156 422039 225609520100157 449 817 2278576.20100158 477.534 2301057.20100159 500 2319190.~010016 (j 550 235965620100lE1 600 ~40012~.

2010016Z 650 244C589.20100163 700 2481055.

l~A

20100164 750. 252152120100165 800. 2561987”’’

* SHEATH( AL)“T

*’ TEMPERATURE THER~lAL COxDl"CT 1V1TY*?

20100201 294.3 214.20100202 310.95 21 1. 420100203 338.75 208.20100204 366.45 205.220100205 394.25 202.820100206 422.05 200. 720100207 449.82 198.96720100208 477.15 197.41120100209 500.15 197.797220100210 550.15 196.394820100211 600.15 195.232720100212 650.15 154.241220100213 700.15 193.377120100214 750.15 192.611820100215 800.15 191.9252“~‘

* TEMPERATURE HEAT C\P，-\CIπ

*·f

20100251 294.261 2193341.20100252 310.928 2210018.20100253 338. 706 2237812.Z0100254 366.438 2265560.20100255 394.261 229339920100256 422. lJ39 2321193.20100257 449.817 2348987.20100258 477.594 2376780.20100259 500. 2399199.20100260 550. 2449228.20100261 600. 2499257.20100202 050. 2549286.20100263 700. 2599315.2010G264 750. 2643344.20100265 800. 269~373.

** OXIDE LAY댄

>:<

4’ i TEMPERATURE THE&~~ CONDUCTIVITY“*

2UI00301 294.3 2.2520100302 1000.0。 2.25

*** T8vIPERATllRE HEAT Cr\P.l.ClTY“T

20100351 294.261 219334120100352 310 ‘ 928 2210018 ‘

20100353 338. 106 2237812.

iSS

2265560229339923211932348987237678023991992449228.24992572549286.2599315.2649344.2699373.

366 4Jti391 261422.039449 817477 594500550600.650.700.750800.

201003542010035520100356201003572010035820100359201003602010036120100362201003632010036420100365**

* STAINLESS-STEEL“f

까~ERMAL CONDUCf IVITY

14.6014.9015 7025 90

T타WERATURE

273.0342.8432 8

2000.0

20100401201004022010040320100404

i~

HEAT C.\FACITY

4171 43E3419/.18E34243.24E34980 77E3

T9lPER.-\TL,RE

273.0342.8432 8

2000.0

“’

20100451201004522010045320100454

“?

*******~***~~*~****~**;****************~*~~*****************

************~**************************'~~*****4*********~****

* CONTROL VARi-\f‘LE********~*==:o:::--‘~:~*******~******~~~****~ ;.“~*******************

2.05COI00 f'REl‘ L;G 1. 0 4. E5 120500101 0.055 P 12701000020500200 PREOuT 나G 1. 0 4.E520500201 0.05 C~~RLVA~ I20500300 DNBR DIV 1.0 1.020500301 I-f깨NR 145000101 HTCHF20500400 D\~R Dlv 1.0 1.020500401 HTRNR 145000201 HT대F

20500500 D~~R Dlv I 0 1.020500501 HTRNR 145000301 HTCHF20500600 D\~R DI\, i.O I 02C500601 HTR~R 145000401 HTCHF20500700 D~BR DI ‘ I. 0 1 020500701 HTR시R 145000501 HTCHF20500800 D~핍R DI \‘ 1 0 1 (\20500801 HTR~R 145000601 HTCHF20500900 D~RR Dr ‘ LO 1‘ 0

it”’--

I145000101

145000201

145000301

145000401

145000501

1450e0601

20500901 HTR\R20501000 Di\''BR20501 001 HTR~R

205011 00 D1'I'BR20501101 HTRNR20501200 DN'BR20501201 HTRNR20501300 DNBR20501301 11매NR

20501400 DNBP20501401 I-ITRNR20501500 DNBR20501501 HTRNR20501600 DNBR20501601 ~꺼

20501η700 마lBR

20501η70이1 11재N째R2때0501얘800 DN뼈BR

2때050180이1 11재N째R*TERMINATED

145000701 HTCHFDIV 1. 0 1. 0145000801 HTCHFDIV 1. 0 1. 0136000101 }ffCHF01 \1 1. 0 1 0136000201 HT다1F

DIV 1. 0 1. 0136000301 lITCHFDIV 1. 0 1. 0136000401 Iff다-IF

DIV 1. 0 1. 0136000501 }ffα{f

DIV 1. 0 1. 0

136000601 HT다-IF

01 \1 1. 0 1. 0136000701 HT다-IF

DIV 1. 0 1. 0136000801 HT다-IF

145000701

145000801

136000101

136000201

136000301

136000401

136000501

1360006011136000701

136000801

157

서 지 :Aa 보 양 λ-11

수행기관보고서변호 위탁기관보고서번호 표준보고서변호 INIS 주제코 I

KAERI{fR -714/96

제목/부세

하나로 열수력 사고해석

연구책임자 및 부서명 이지복， 하나로운영팀

연구자및부서명

박 철， 김헌일 (하나로운영팀)

이보욱 (노심관리 및 안전성 기술개발 분야)

이상용 (Toronto 사무소)

출판지 대전 발행기관 한국원자력연구소 발행년 1996. 6.

페이지 159 p. 도 표 있음( 0 ), 없음( 크기 29 x 21 em.

참고사항

비밀여부 공개( 0 ), 대외비( ), - 급비밀 보고서종류 기술보고서

-연구위탁기관 계약 변호

초록 (15-20줄내외)

하나로의 안전성 명가를 위해 예상 운전과도 상태， 사고 및 제한 사고 상태로 분류된 각

종 사고들에 대해 사고해석을 수행하였다. 이률 위해 상용원자로 계통 거통 해석코드인

REL:\P5IMOD2 의 열수력 상관식과 열교환기 모델을 IO.IRR 운전조건에 적합한 상관식과 모델로

대체하어 RELAP5/KMRR 로 개량하였다. 본 보고서에서는 과도상태 동안 핵연료 건전성 여부를

중점으로하여 RELAP5/KMRR 과도해석 결과와 RELAP5/KMRR 에 의한 과도해석 결과를 경계 조건으

로 COBRA-IVIK/IIRR 를 여용한 부수로 해석 결과를 기술하였다. 해석 결과에 의하면 해석된 사

고들에 대해 사고해석 주요 변수인 핵연료 최대온도와 최소 임계열속비 (MCHFR) 이 안전설계 기

준을 만족하므로 KMRR 은 이들 사고틀에 대해 안천하게 설계되었움이 확인되었다.

주제명키워 E

(10단어내외) 하나로， 사고해석， 연구로， 안전해석， RELAP5/KMRR, 대FR， 임계열속비

BIBLIOGRAPHIC INFORMAnON SHEET

Perfonning Org. Sponsoring Org.Stamdard Report No. INIS Subject Code

Report No. Report No.

KAERIπR-714/96

Title/

SubtitleHANARO Thennal Hydraulic Accident Analyses

Project ManagerIi Bok Lee, HANARO Operating Division

and DepartmentResearcher and

Cheol Park, Heonil Kim (HANARO Operating Division)Department

Bo Wook Rhee ( Core Management & Safety Techmology Development)

Sang Yong Lee ( KAERI Toronto Office )

Publication PublicationTaejon Publisher KAERI 1996. 6.

Place Date

Page 159 p. 111. & Tab. Yes( 0 ), No ( Size 29 x 21 Cm.

Note

--Classified Open( 0 ), Restricted(

_C녀ss Doc버nentRepon Type Technical Report

Sponsoring Org. Contract No.

Abstract (15-20 L띠es)

For the safety assessment of HANARO, aCCldent analyses for the antlcipated operational

transients, accldent scenarios and limiting accident scenarios were conducted To do this,

the commercial nuclear reactor system code, RELAP5/ivIOD2 、，vas modified to

RELAP5/KMRR; the thermal hydraulic correlations and the heat exchanger model was

changed to Incorporate HANARO characteristics. This report surrunanzes the

RELAP，자<MRR calculation results and the subchannel analyses results based on the

RELAP1Kl\!IRR results. During the calculation, major concern was placed on the integrity of

the fuel. For all the scenarios, the important accident analysis parameters, i.e , fuel

centerline temperatures and the minimum cri디cal heat flu..x ratios (l\JICHF'R), satisfied safe

design limits. It was verified, therefore, that the HANARO was safely designed.

Subject KeywordsHANARO, accident analysis, research reactor, safety analysis

(About 10 words)RELAP5/KMRR, CHFR,

Documents

KAERI/TR-714/96 : 하나로 열수력 사고해석