Nuclear Engineering and Technology

Korean Nuclear Society (한국원자력학회)
권호 표지

Transient Analysis of the CANDU-9 480/SEU Reactor

CANDU-9 480/ SEU 원자로의 과도변화해석

  • J. C. Shin (Korea Atomic Energy Research Institute) ;
  • Park, J. H. (Korea Atomic Energy Research Institute) ;
  • K. N. Han (Korea Atomic Energy Research Institute) ;
  • H. C. Suk (Korea Atomic Energy Research Institute)
  • Published : 1995.08.01
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Abstract

The thermal-hydraulic transient analysis of the proposed CANDU-9 plant was peformed. Several major transients ore analyzed if they meet the heat transport system design requirements. The proposed heat transport system configuration and the preliminary sizes of system equipment are justified by analysis in terms of the fuel integrity and the high system pressure limit during transients. The compliance with AECB R-77 requirements for CANDU-9 reactor was estimated. The analysis results showed that for each postulated accident the peak pressure values in the reactor headers are within the acceptance criteria given in ASME code requirements and the fuel overheating is prevented. One pump start-up during the reactor start-up operation was analyzed to investigate the How reversal through the fuel channel, which is specific in the proposed CANDU-9 plant.

제안된 CANDU-9 원자로의 열수력 과도변화상태가 해석되었으며 주요한 몇개의 과도변화가 열수송 계통의 설계요건을 만족시키는지에 대해 평가되었다. 열수송계통의 과도변화시 핵연료의 건전성과 계통압력상승의 제한 측면에서 분석된 본 해석결과에 따라서 제안된 열수송계통형상과 열수송계통기기의 예비 크기가 확정 및 검증되었다. AECB R-77 요구조건에 대한 CANDU-9 원자로의 만족여부를 평가하였다. 해석결과, 각 과도변화시 원자로 모관의 고압첨두치가 ASME코드의 요구조건에 따른 허용범주내에 있었으며 핵연료의 건전성이 확인되었다. 원자로 가동운전시 제안된 CANDU-9 원자로의 고유적인 핵연료채널을 통한 역류현상을 규명하기 위하여 한개의 펌프가 시동될때의 과도변화현상을 해석하였다.

Keywords