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(A) study on the conceptual design of a 2-loop 1,000 MWe passive pressurized water reactor = 2회로 1,000 MWe 피동형 가압경수로 개념설계에 관한 연구
서명 / 저자 (A) study on the conceptual design of a 2-loop 1,000 MWe passive pressurized water reactor = 2회로 1,000 MWe 피동형 가압경수로 개념설계에 관한 연구 / Seong-Wook Lee.
저자명 Lee, Seong-Wook ; 이성욱
발행사항 [대전 : 한국과학기술원, 1993].
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MNE 93013

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초록정보

A preliminary conceptual design has been performed to develop a 2-loop 1,000 MWe passive pressurized water reactor, which is expected to be the suitable type for the next generation reactor in Korea, by incorporating the passive safety features into the reactor coolant system based on Korean Standard Nuclear Power Plant. Preliminary design parameters have been determined through simple bounding calculations and engineering judgment for reactor, reactor coolant system, passive safety injection system, and passive residual heat removal system. The performance of the designed safety systems has been assured through the analysis of a double ended guillotine break LOCA. A system analysis code, RELAP5/MOD3, has been used and one of the direct vessel injection lines has been assumed to be broken. And the sensitivity studies have been performed with various sizes of automatic depressurization valve and of direct vessel injection line diameter. This thesis presents the developmental strategy, preliminary design parameters and associated calculational procedures and safety analysis results.

본 연구에서는 한국의 차세대 노형으로 적당할것으로 기대되는 2 회로 1,000 MWe 급 피동형 가압경수로에 대한 개념설계가 AP600의 피동형 안전 설비들을 한국 표준 원자력 발전소에 기초한 원자로 냉각재 계통에 도입함으로써 이루어졌다. 먼저 원자로 및 원자로 냉각재 계통 그리고 피동형 안전설비들에 대한 설계변수들을 간단한 크기 계산 혹은 공학적 판단에 의해 결정하고 이 설계변수들에 기초하여 설계된 원자로에 대한 예비 안전성 분석이 계통분석 코드인 RELAP5/MOD3를 사용하여 수행되었다. 분석내용은 원자로 용기 직접 주입관의 파단으로 인한 원자로 냉각재 상실사고이고, 안전성 분석을 함에 있어서 자동감압계통의 밸브크기와 원자로 용기 직접 주입관지름의 크기를 변화시켜가며 민감도 분석도 병행하였다. 본 연구의 결과로 2 회로 1,000 MWe 급 피동형 가압경수로 연구 및 개발의 타당성이 입증되었다. 또한, 원자로 용기 직접주입관 파단사고에 대한 안전성 또한 자동감압 밸브와 원자로 용기 직접주입관의 크기를 증가시킴으로써 입증되었다. 즉 간단한 계산에 의해서이거나, AP600 혹은 SPWR 으로 부터 직접 채택된 안전 주입 탱크들 (HPSIT, IPSIT, IRWST)의 설계변수들은 자동감압 밸브 또는 원자로 용기 직접주입관의 크기가 잘 결정된다면, 충분한 안전여유도를 가진다. 본 연구에 의해 설계된 원자로가 더 큰 신뢰도를 확보하고 차세대 원자로로서 발전하려면, 여러가지 경우의 원자로 냉각재 상실사고와 과도상태를 포함하는 좀 더 다양한 분야의 사고에 대한 안전분석, AP600의 설비 이외의 피동 안전계통 도입의 타당성, 및 경제적 타당성에 대한 분석, 그리고 확률논적 안전성 평가도 이루어져야 한다.

서지기타정보

서지기타정보
청구기호 {MNE 93013
형태사항 ix, 97 p. : 삽도 ; 26 cm
언어 영어
일반주기 Appendix : A, Determination of reactor parameters. - B, Stean generator thermal sizing calculation. - C, In-containment refueling water storage tank design. - D, Results of loca analysis in third case
저자명의 한글표기 : 이성욱
지도교수의 영문표기 : Soon-Heung Chang
지도교수의 한글표기 : 정순흥
학위논문 학위논문(석사) - 한국과학기술원 : 원자력공학과,
서지주기 Reference : p. 64-65
주제 Light water reactors.
Design.
Nuclear reactor accidents.
Pressurized water reactors --Loss of coolant.
원자로 냉각 시스템. --과학기술용어시소러스
개념 설계. --과학기술용어시소러스
냉각재 상실. --과학기술용어시소러스
원자로 사고. --과학기술용어시소러스
피동형 원자로.
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