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주급수관 파단에 따른 내환경검증 침수분석용 전산코드 RETRAN의 적용 해석연구 (A Study on Application Analysis Using RETRAN Computer Code for the Environmental Qualification Flood Analysis Following the Main Feed Water Line Break)

  • 박영찬;조천휘;홍성인
    • 에너지공학
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    • 제16권3호
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    • pp.103-112
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    • 2007

  • 국내 1970년대에 설계 및 건설된 원자력발전소에 대해 침수분석을 수행한 결과 기기냉각수펌프 및 열교환기 건물, 주/보조건물, 중간건물 주증기 헤더 격실, 중간건물 주급수관 지역 및 하부층 등이 침수사고에 매우 취약하며 발전소 안전정지능력을 저해할 정도로 침수 영향이 심각한 것으로 판명되었다. 이들 지역에서의 침수원은 주급수관 파단이다. 현재 원자력발전소 내환경기기검증에서 주급수관 파단 방출량 계산은 수계산(Hand calculation)방법으로 Henry-Fauske 임계유량 모델 사용하고 있다. 이 방법은 배관파단 위치에서의 차압으로 계산되며, 실제 원자력발전소의 각종 제어로직에 의한 격리신호를 반영하지 못하므로 지나치게 보수적으로 파단 방출유량이 계산된다. 이러한 문제점을 개선하기 위해 원자력발전소 열수력계통 해석 전산코드인 RETRAN을 사용하여 원자력발전소 일/이차측 계통과 제어로직을 모사하고, 주급수관 파단 방출량 분석을 위한 입력가정과 해석방법을 개발하였다. 침수위 분석은 웨스팅하우스형 원자력발전소 격납건물 외부 하부격실에 대해 적용하였다. 전산코드 해석에서 각종 제어계통과 로직을 고려하였으며, 가장 제한적 사고조건을 계산하기 위해 노심출력, 파단형태, 면적, 위치 등의 조합으로 구성된 18개 사고 사례를 분석하였다. 그 결과 가장 제한적 사례 분석에서는 기존 수계산 분석에서보다 파단 방출유량이 크게 줄었고, 하부격실의 침수위도 상당히 낮아졌다.

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최적 계통분석 코드를 이용한 웨스팅하우스형 원자력발전소 시뮬레이터용 핵 증기 공급 계통 열수력 프로그램 독자평가 및 시험 (Non-Integrated Standalone Test of An Nuclear Steam Supply System Thermal-Hydraulic Program for the Westinghouse Type Nuclear Power Plant Simulator Using A Best-Estimate Code)

  • 서인용;이명수;이용관;서재승;권순일
    • 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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    • 한국시뮬레이션학회 2004년도 춘계학술대회 논문집
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    • pp.101-108
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    • 2004

  • KEPRI has developed an Nuclear Steam Supply System(NSSS) thermal-hydraulics simulation program (called ARTS-KORI), based on the best-estimate system code, RETRAN, as a part of the development project for the KORI unit 1 Nuclear Power Plant Simulator. A number of code modifications, such as simplifications and removing of discontinuities of the physical correlations, were made in order to change the RETRAN code as an nuclear Steam Supply System thermal-hydraulics engine in the simulator. Some simplified models and a backup system were also developed. This paper briefly presents the results of non-integrated standalone test of ARTS-KORI.

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Development of RETRAN-03/MOV Code for Thermal-Hydraulic Analysis of Nuclear Reactor Under Mowing Conditions

  • Kim, Jae-Hak;Park, Good-Cherl
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제28권6호
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    • pp.542-550
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    • 1996

  • Nuclear ship reactors have several features different from land-based PWR's. Especially, effects of ship motions on reactor thermal-hydraulics and good load following capability for abrupt load changes are essential characteristics of nuclear ship reactors. This study modified the RETRAN-03 to analyze the thermal-hydraulic transients under three-dimensional ship motions, named RETRAN-03/MOV in order to apply to future marine reactors. First Japanese nuclear ship MUTSU reactor have been analyzed under various ship motions to verify this code. Calculations have been peformed under rolling, heaving and stationary inclination conditions during normal operation. Also, the natural circulation has been analyzed, which can provide the decay heat removal to ensure the passive safety of marine reactors. As results, typical thermal-hydraulic characteristics of marine reactors such as flow rate oscillations and S/G water level oscillations have been successfully simulated at various conditions.

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