SCIE
SCOPUS
KCI등재
Severe Accident Sequence Analysis - Part 1: Analysis of Postulated Core Meltdown Accident Initiated by Small Break LOCA in Kori-1 PWR Dry Containment = 고리 1호기 소형파단 냉각제 상실사고에 의해 개시된 가상 노심용융 사고 해석
저자
발행기관
학술지명
Nuclear Engineering and Technology(Nuclear Engineering and Technology)
권호사항
발행연도
1984
작성언어
English
등재정보
SCIE,SCOPUS,KCI등재
자료형태
학술저널
발행기관 URL
수록면
141-154(14쪽)
제공처
소장기관
고리 1호기의 소형파단냉각재 상실사고에 의해 개시된 중대사고 유형과 그 현상에 대할 분석이 제시되었다. 본 해석에서는 KAERI에서 기존 전산코드의 수정.보완된 MARCH 전산코드가 사용되었다. 특히 고리 1호기의 소형파단 LOCA 해석시 수소 거동과 중기과압에 대한 평가 및 그 응답성에 중점을 두고 검토되었으며, 2-loop 발전소 데이타 분석 및 debris-Water 상호작용 모델에 대한 비교 분석이 수행되었다. 제 1부 중대 사고유형 분석결과, 저농도에서 H$_2$ burning이 이루어지는 경우 계속적인 수소 생성으로 인해 반복 수소 spike가 야기 되나, 격납용기 설계압력치 보다낮게 예측되었다. 또한 debris/water 상호작용시 core debris의 입자크기는 첨두압력의 크기에 미치는 영향은 미세하나 첨두압력의 발생시점은 dryout모델사용에 의해서 상당히 지연시키게 되었다. 완전한 노심용융 사고시 수소연소와 증기과압으로부터 예측된 격납용기 최대압력은 격납용기 건전성에 심각한 위협을 초래하지 않는 것으로 나타났다.
더보기An analysis is presented of key phenomena and scenario which imply some general trends for beyond design-basis-accident in Kori-1 PWR dry containment. The study covers a wide range of severe accident sequences initiated by small break LOCA. The MARCH computer code, with KAERI modifications was used in this analysis. The major emphasis of the paper are two folds, 1) the phenomenologic understanding of severe accident and 2) a study of H2 combustion and debris/ water interactions in a specific small break LOCA for Kori-1 plant. The sensitivity studies for the specific plant data and thermal interaction modelings used in the SASA were performed. The results show that if hydrogen burning does occur at low concentration, the resulting peak pressure does not exceed the design value, while the lower concentration assumption results in repeated burning due to the continuing H$_2$ generation. For debris/water interaction, the particle size has no effect on the magnitude of peak pressure for the amount of water assumed to be in the reactor cavity. But, the occurrence of peak pressure is considerably delayed in case of using the dryout correlation. The peak containment pressure predicted from the hydrogen combustion and steam pressure spite during full core meltdown scenario does not present a severe threat to the containment integrity.
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