The Loss of Coolant Flow Accident Analysis in Kori-1

고리1호기 원자로 냉각재 유량상실사고 해석

The loss of coolant flow accident is analyzed for the pressurized water reactor of Korea Nuclear Unit-1. The loss of coolant flow accident is classified into three types in accordance with its severity; partial loss of coolant flow, complete loss of coolant flow and pump locked rotor accident. Analysis has been carried out in three stages; system transient and average core analysis, DNBR calculation and hot spot analysis. The purpose of developing KTRAN is to simulate the transient fast. For the DNBR calculation, the thermal hydraulic codes, SCAN and COBRA IV-1, are adopted. And for the hot spot analysis, the fuel thermal transient code LTRAN is employed. This code system should be fast responding to the transient analysis. In case the transient occurs, severity comes within a couple of seconds. So response should be fast to accomodate the following sequence of the accident. Unfortunately this purpose could not be achieved by KTRAN. However, the calculated results are well comparable with FSAR results in range. Thereby, the effectiveness of KTRAN code analysis in this type of accident is proven.

냉각재 유량상실 사고가 가압경수형 원자로인 고리 1호기에 대하여 해석되었다. 냉각재 유량 상실 사고는 그 심각도에 따라 다음과 같이 3가지로 분류된다. 즉, 일부 유량 상실사고, 완전 유량 상실 사고, 그리고 펌프 축 고착 사고이다. 사고 해석은 계통 과도 현상 및 평균 노심분석, DNBR 계산, 그리고 고온점 분석의 3단계로 수행된다. 원자로 계통과도 현상 코드인 KTRAN이 본 사고를 빠른 시간에 모사할 수 있도록 개발되었다. DNBR계산을 위해서는 열수력학 코드인 SCAN및 COBRA IV-I가 채택되었으며, 고온점 분석을 위해서는 연료봉 과도 현상 코드인 LTRAN이 쓰였다. 이러한 전산코드 시스템은 과도 현상 해석에 빨리 응답하여야 한다. 왜냐하면 사고가 발생한 후 수 초안에 심각한 상태에 이르기 때문이다. 불행히도 KTRAN코드에 의하여 이러한 목적은 충족되지 않았다. 그러나 다른 계통 해석 코드에 비하여 잔은 계산 시간에도 불구하고 KTRAN에 의한 계산 결과는 FSAR의 결과와 전반적으로 잘 일치함으로써 KTRAN코드가 사고 해석에 유용함이 밝혀졌다.