A simplified fast running PWR transient analysis code is developed with the lumped parameter method and analytic solution techniques. Based on the lumped parameter method, NSSS is modeled as 5 components which are loop, core, pressurizer, steam generator, and pump. The mass and energy balance equations are derived in the loop energy transport model, and solved analytically with the aid of the separation of variable technique. The spatial distribution function, to describe the thermal properties of the control volume accurately, is derived from the energy equation of the loop.
The simulation of the station blackout accident in KNU-1 is performed by this developed code and compared with the prediction of the RELAP5/MOD1 and plant data. Compared with the RELAP5/MOD1, this computer code reduces the computer processing time to about one-thirtieth.
원자력 발전소에 어떠한 사고가 발생하였을 때, 이 사고의 추이를 신속하고 정확하게 예측하는 것은 원자로의 안전성 면에서 매우 중요한 과제의 하나이다. 이를 위하여 많은 전산 코드들이 개발되었으나 대다수가 그 결과의 정확성에 중점을 두었기 때문에 계산 시간이 실제 사고 시간보다 많이 걸리는 결점이 있다. 따라서, 코드의 정확성과 함께 계산의 신속성을 개발하기 위한 연구가 필요하다. 이러한 관점에서 본 논문에서는 냉각수의 상변화가 일어나지 않는 범위내의 모든 사고를 신속 정확하게 해석할 수 있는 모델을 개발하였다. 이를 위하여 해석적 해법이 개발되었으며, 원자로의 일차 계통이 관, 노심, 가압기, 열교환기 그리고 펌프 등 다섯개의 부분으로 모사된 간단한 시스템 코드가 개발되었다.
이 코드를 이용하여 고리 1호기에서 발생하였던 소내 정전 사고를 해석하였으며, RELAP 5/MOD 1 을 이용한 해석과 발전소 자료를 토대로 하여 그 결과를 비교하였다. 그 결과 5% 이내의 오차 범위에서 RELAP 5/MOD 1에 비하여 20-30배로 계산 시간을 줄일 수 있었다.
