Evaluation of Direct Vessel Injection Design With Pressurized Thermal Shock Analysis

가압 열충격해석에 의한 직접용기주입 설계의 평가

The purpose of this paper is to evaluate the direct vessel injection design from a pressurized thermal shock(PTS) viewpoint for the Combustion Engineering System 80+ A break of the main steam line from zero power and a 0.05 ft$^2$small break loss-of-coolant accident (LOCA) from full power were selected as the potential PTS events. In order to investigate the stratification effects in the reactor downcomer region, the fluid mixing analysis was performed using the COMMIX-IB code for steam line break and using the REMIX code for 0.05 ft$^2$small break LOCA. The stress distributions within the reactor vessel walls experiencing the pressure and the temperature transients were calculated using the OCA-P code for both events. The results of the analysis showed that a small break LOCA without decay heat presented the greatest challenge to the vessel, however, there is no crack initiation through end-of-life of the vessel with consideration of decay heat.

이 논문의 목적은 C-E System 80+ 원자로에서의 직접용기주입 설계를 가압 열 충격의 견지에서 평가하는 것이다. 영의 출력에서의 주증기관 파단과 0.05 ft$^2$면적의 소형파단 냉각재상실사고가 가능성있는 가압열충격 사고로 선정되었다. 원자로 다운카머 영역에서의 유체 성층효과를 예측하기 위하여 주증기관 파단사고에 대하여는 COMMIX-IB 전산코드를, 그리고 0.05 ft$^2$소형파단 냉각재상실사고에 대하여는 REMIX 전산코드를 사용하여 유체혼합해석이 수행되었다. 압력과 온도의 과도변화를 받는 원자로용기 벽내의 응력분포는 두 사고에 대하여 OCA-P전산코드를 사용하여 계산되었다. 해석결과, 붕괴열의 고려가 없는 소형파단 냉각재 상실사고의 경우 용기내 균열발생의 가능성이 있으나 붕괴열을 고려하면 용기의 수명기간중 균열발생의 가능성은 없다.