SCIE
SCOPUS
KCI등재
Sensitivity Analysis on PWR Reactivity Induced Accidents = 가압경수로 반응도사고에 대한 민감도 분석
저자
발행기관
학술지명
Nuclear Engineering and Technology(Nuclear Engineering and Technology)
권호사항
발행연도
1982
작성언어
English
등재정보
SCIE,SCOPUS,KCI등재
자료형태
학술저널
발행기관 URL
수록면
122-137(16쪽)
제공처
소장기관
고리 1호기 일부 반응도사고에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 본 민감도 분석에 고려한 반응도 사고는 비교적 진행속도가 빠른 사고로서 미임계나 저출력 시동조건에서 발생한 제어뱅크 인출사고와 제어봉 일출사고가 이에 속한다. 본 분석작업은 다음과 같이 세단계로 수행하는 바 원자로 평균출력의 변동 계산과 최고점에서의 열전달계산 그리고 DNBR계산 단계로 나눌 수 있다. 계산에 사용된 전산코드들은 본 분석을 위하여 개발하거나 기존 전산코드들을 수정ㆍ보완하여 제작하였으며 신뢰도도 평가하였다. 원자로 설계 및 운전변수들이 사고발생시 원자로의 거동에 미치는 영향을 조사하기 위하여 민감도 분석을 수행하였다. 본 민감도 분석 결과에 근거하여 고리 1호기 반응도사고 분석에 사용된 최종안전분석보고서의 가정과 초기조건이 타당한가를 조사하였고, 또한 계산 결과도 보수적이고 신뢰할 수 있는지 판별하였다. 고리 1호기 반응도사고 분석에 사용된 가정 및 초기조건을 재검토하고 민감도를 분석한 결과 최종안전분석보고서의 해석결과는 보수적이고 신뢰 할 수 있는 것으로 평가되었다.
더보기Analyzed is the sensitivity of reactor transient behavior to various reactor parameters during the reactivity induced accidents (RIA) of the Kori Unit 1. Included in the analysis is a partial spectrum of RIAs with relatively fast transients such as uncontrolled rod cluster control assembly bank withdrawl from a subcritical or low power startup condition and rod ejection accidents. The analysis can be performed generally in three steps: calculation of an average core power change, hot spot heat transfer calculation and DNBR (departure from nucleate boiling ratio) calculation. The computer codes used for the analysis are either developed based on the codes relevent to it. These codes are evaluated to be highly reliable. An extensive sensitivity analysis is performed to study the effects of various reactor design and operating parameters on the reactor transient behavior during the accidents. The assumptions and initial conditions used for the RIA analysis in the Kori Unit 1 FSAR (Final Safety Analysis Report) are reexamined, and the corresponding analysis results are reassessed, based on the sensitivity analysis results, to be conservative and reliable.
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