Plant Cooldown Test Simulation After Steam Generator U-Tube Rupture under Onsite Power Available Without Safety Injection

증기발생기 세관파열사고 후 소외전원 가용 및 비상냉각수 주입 배제 조건하에서의 발전소냉각에 관한 실험 모사

The objective of the PKL III A 4.4 experiment is to examine that the plant could be controlled by manually operative actions "after Steam Generator Tube Rupture under Offsite Power Available without Safety Injection". In order to verify the limitation and ability of the system code NLOOP in the expeiment simulation, the behaviors of the PKL III facility obtained in the experiment are compared with the results of NLOOP code. NLOOP code, which is originally developed to simulate the transients of the Westinghouse type PWRs by KAERI/SIEMENS, modified properly to simulate the PKL III facility. Particular attention is given to the RCS mass How rate of the natural circulation in loops and the termination behavior of the natural circulation in the isolated loop. The comparisons between the experimental and calculational results show the simulation ability and problems of the code. the code.

PKL III A 4.4 실험은 "증기발생기 세관파열사고 후 소외전원 가용의 조건 하에서 발전소가 비상냉각수 주입없이 수작동에 의해 제어될 수 있음을 확인하는 것이다. 실험 모사에 따른 NLOOP Code의 제한이나 능력의 검증을 위해, 실험에서 얻어진 PKL 설비의 거동은 NLOOP의 결과와 상호 비교되었다. NLOOP 코드는 한국원자력연구소와 독일 SIEMENS/KWU사에 의해 Westinghouse 형 발전소의 과도현상 해석용으로 개발되었으며, PKL III 설비모사를 위해 적절히 수정되었다. 자연대류에 의한RCS Loop의 냉각수 유량과 격리된 RCS Loop에서의 자연대류 중단현상을 특별히 주의깊게 연구하였다. 실험과 계산 결과의 비교는 NLOOP 코드의 의사능가 문제점들을 보여준다.보여준다.