초록
월성 2,3,4호기의 비정상 운전 중 열수송계통의 과도변화해석이 수행되었다. 중수로에 대한 캐나다의 규제문서인 AECB R-77 요구조건에 대한 만족성을 평가하였다. 해석 결과 여러 비정상 운전시 과도변화에 의한 원자로 모관의 최고압력값은 ASME 코드의 제한치 이내로 만족되었다. 고압시 보호장치인 LRV의 영향은 미미한 것으로 나타났다.
The heat transport system transients of Wolsong 2,3,4 nuclear power plants were analysed during abnormal operating conditions. The compliance with requirements of AECB Regulatory Document R-77 for CANDU 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. The effect of LRV that is one of the overpressure protection device was very minor.