Analysis of Loss of Offsite Power Transient Using RELAP5/MODl/NSC; I: KNU1 Plant Transient Simulation

RELA5/MOD1/NSC를 이용한 원자력 1호기 외부전원상실사고해석 - I. 실제사고해석

System thermal-hydraulic parameters and simulated, using the best-estimate system code(RELAPS/MODl/NSC), based upon the sequence of events for the KNU1 (Korea Nuclear Unit 1) loss of offsite power transient at 77.5% power which occurred on June 9,1981. The results are compared with the actual plant transient data and show good agreements. After the flow coastdown following the trips of both reactor coolant pumps, the establishment of natural circulation by the temperature difference between the hot and the cold legs is confirmed. The calculated reactor coolant flowrate closely approximates the plant data indicating the validity of relevant thermal-hydraulic models in the RELAP5/MOD1/NSC. Results also show that the sufficient heat removal capability is secured by the appropriate supply of the auxiliary feedwater without the operation of S/G PORVs. In addition, a scenario accident at full power, based upon the same sequence of events described above, is also analysed and the results confirmed that the safety of KNU1 is secured by the appropriate operation of the S/G PORVs coupled with the supply of auxiliary feedwater which ensures sufficient heat removal capability. The characteristics of the non-safety related components such as the turbine stop valve closing time, S/G PORV settings etc. are recognized to be important in the transient analyses on a bestestimate basis.

1981년 6일 9일 원자력 1호기에서 발생한 77.5% 출력상태에서의 외부전원상실사고를 열, 수력학적최적계산용 코드인 RELAP5/MODl/NSC를 사용하여 모의하였으며 해석결과는 발전소 실측자료와 잘 일치하였다. 원자로 냉각재펌프의 트립에 따른 flow coastdown후에 hot-cold leg온도차에 의하여 자연순환 유동이 형성됨이 확인되었으며 실측자료와 잘 일치하여 이와 관련된 전산코드의 열수력학 적모델의 타당성을 입증할 수 있었다. 또한 위의 사고전개가 정상운전상태인 전출력(100%)에서 재발하였을 경우를 가정하여 해석하였다. 이러한 해석을 통하여 보조급수의 공급과 더불어 증기발생기 PORV의 적절한 작동으로 원자력 1호기 노심잔열을 제거하여 안전성에 문제점을 야기하지 않음을 입증하였다. 최적 계산방법에 의한 사고해석에서는 turbine stop valve 작동시간, 증기 발생기 PORV 설정치 등 non-safety 관련요소들의 특성에 대한 정화한 모의가 필수적이다.