Heat removal capability of the Passive Residual Heat Removal (PRHR) system has been studied for application to new generation reactors. The PRHR system is one of the passive safety features which have been developed to enhance the reactor safety by nuclear vendor countries.
Effects of key design parameters of the PRHR system on its heat removal capability, i.e., size effect of inlet/outlet pipe flow areas and elevation effect of the PRHR heat exchanger have been studied. A series of physical calculations has been performed to obtain final attainable cooldown temperature and time required to cooldown RCS from hot standby to hot shutdown of 215.6℃(420˚F) below which Shutdown Cooling System (SCS) takes over continued RCS cooldown to a typical cold shutdown of 93.3℃(200˚F). Integrated system performance simulation with RELAP5, a computer program which has been used typically for nuclear power plant simulations, has been done to show RCS behaviors with the PRHR system operation, and thereby to prove that the PRHR system has a heat removal capability same as proven by physical calculations.
As a result of these calculations, it has been shown that the PRHR system has the heat removal capability which is required by US EPRI-URD. Relations between the initial natural circulation reactor coolant flowrate which can be established by PRHR design with a combination of the key design parameters and final attainable cooldown temperature which can be stand for heat removal capability of the system have been derived, and from these relations, it is concluded that larger heat transfer area of the PRHR makes the PRHR system more effective to cooldown RCS heat than larger inlet/outlet pipe flow area or higher elevation of the heat exchanger does.
신형 원자로에의 적용을 위하여 피동형 잔열제거계통의 열 제거 능력을 연구하였다. 피동형 잔열제거계통은 원자력 수출국에서 원자로의 안전성 증진을 위하여 적용이 고려되고 있는 피동형 공학적안전계통들 중의 하나이다.
피동형 잔열제거 열 교환기의 입구/출구측 배관의 유동 단면적 크기와 원자로심으로부터 열 교환기의 높이 등 주요 설계 변수가 원자로냉각재계통의 열 제거 능력에 미치는 영향이 검토되었다. 일련의 물리적 계산을 수행하여 최종 냉각 가능 온도와 원자로냉각재계통을 고온대기 상태에서 정지냉각계통의 작동으로 93.3℃(200˚F)의 상온정지 온도까지 계속적인 냉각이 가능한 215.6℃(420˚F)의 고온정지 상태까지 냉각시키는데 필요한 시간을 구하였다. 한편, 원자력 발전소의 모사에 주로 사용되는 RELAP5 컴퓨터 모사 코드를 이용하여, 종합적 모의시험을 수행하여 피동형 잔열제거계통이 작동할 때 원자로냉각재계통의 거동을 보임으로써 물리적 계산에서 입증한 바와 같은 피동형 잔열제거계통의 열 제거 능력을 입증하였다.
계산결과들로부터 피동형 잔열제거계통은 적절히 설계될 경우, 미국 EPRI-URD에 정의된 열 제거능력을 갖는 것으로 결론을 내릴 수 있었다. 피동형 잔열제거계통의 주요 설계 변수들을 조합하였을 때 형성되는 초기 자연순환 냉각재 유량과 계통의 열 제거 능력을 나타낼 수 있는 최종 냉각 가능 온도와의 상관관계를 도출하였으며, 이 관계식으로부터 피동형 잔열제거계통의 열 전달 면적을 크게 설계하는 것이 배관의 유동 단면적 또는 열 교환기 높이를 크게 설계하는 것 보다 효과적인 열 제거 능력을 갖는 것을 보일 수 있었다.
