초록 ▼

용어보기논문에서 용어와 풀이말을 자동 추출한 결과로, 시범 서비스 중입니다. AI-Helper

고리 원자력 발전소를 중심으로 원자로 비상 냉각 장치 (the Emergency Core Cooling System;ECCS)의 시뮬레이션을 연구하였다. 먼저 일반적인 냉각제 상실 사고 (the Loss of Coolant Accident; LOCA )의 시간적 특성을 다루고, 현재 건설중인 고리 원자력 발전소 1호기를 중심으로 원자로 비상 냉각 장치의 조직...

고리 원자력 발전소를 중심으로 원자로 비상 냉각 장치 (the Emergency Core Cooling System;ECCS)의 시뮬레이션을 연구하였다. 먼저 일반적인 냉각제 상실 사고 (the Loss of Coolant Accident; LOCA )의 시간적 특성을 다루고, 현재 건설중인 고리 원자력 발전소 1호기를 중심으로 원자로 비상 냉각 장치의 조직과 냉각제 상실 사고시의 반응 특성을 고찰하였다. 냉각제 상실 사고시의 과도 현상 해석을 위한 RELAP -4콤퓨터 프로그램을 소개하고 CYBER 73 시스템에 적합 하도록 수정하여 고리 원자력 발전소 1호기에 대해 Sample Program 을 수행하였다. 여기서는 설계한게사고 (the Design Basis Accident; DBA)인 Cold-Leg 양면 파열 (Double-Ended Severance )시 원자로 비상 냉각장치중 Accumulator 동작만을 가정하였다. Sample Program 의 해석결과는 이전의 다른 논문에서의 해석 결과와 비슷한 경향을 보였다.

Abstract ▼ AI-Helper

The general characteristics of the loss of coolant accident (LOCA) for pressurized water reactor systems(PWR) is reviewed and the emergency core cooling system(ECCS) of the "" Ko Ri nuclear power plant unit 1"" and its time response characteristics against LOCA are investigated. For the simulation a...

The general characteristics of the loss of coolant accident (LOCA) for pressurized water reactor systems(PWR) is reviewed and the emergency core cooling system(ECCS) of the "" Ko Ri nuclear power plant unit 1"" and its time response characteristics against LOCA are investigated. For the simulation analysis, a modified version of ""RELAP-4"", a computer program for the transient analysis of PWR following LOCA is run using the parameters of ECCS of the ""Ko Ri nuclear power plant unit 1"". In this computation, a cold- leg double-ended severance rupture is postulated. The result of the simulation computation is compared with those of similar studies for other PWR systems.

Keyword