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월성 2,3,4호기의 비정상 운전 중 열수송계통의 과도변화해석이 수행되었다. 중수로에 대한 캐나다의 규제문서인 AECB R-77 요구조건에 대한 만족성을 평가하였다. 해석 결과 여러 비정상 운전시 과도변화에 의한 원자로 모관의 최고압력값은 ASME 코드의 제한치 이내로 만족되었다. 고압시 보호장치인 LRV의 영향은 미미한 것으로 나타났다.
목차
요약
Abstract
1. 서론
2. 월성 2,3,4호기 열수송계통
3. 설계요구사항
4. 코드 모델링
5. 운전 초기조건 및 가정
6. 해석 결과
7. 결론
References
참고문헌 (8)
참고문헌 신청
한국원자력연구소, “600MW CANDU Station Systems Training Manuals”, AECL & KAERI, April 1982.
B.Zhai, "Primary Heat Transport System Transient Analysis Basis with SOPHT for Wolsong-2", Analysis Report 86-33100-ANL-001 Rev. 0, AECL, 1992.
J.C.Shin "Transient Analysis of the HWR Primary Heat Transport System", KAERI/TR-365/93, Korea Atomic Energy Research Institute, June 1993.
Memorandom from L.C. Choo to B.Zhai, "PHT High Pressure Trip for Loss of Flow – MAPS Limits", 86-03550-200-00, AECL, 1992.
Y.F.Chang, "A Thermal-hydraulic System Simulation Model for the Reactor, Boiler and Heat Transport System(SOPHT)", CNS-37-2, Ontario Hydro Document, 1977.
B.Zhai, "Primary Heat Transport System Transient Analysis Basis with SOPHT for Wolsong-2", Analysis Report 86-33100-ANL-001 Rev. 0, AECL, 1992.
J.C.Shin "Transient Analysis of the HWR Primary Heat Transport System", KAERI/TR-365/93, Korea Atomic Energy Research Institute, June 1993.
Memorandom from L.C. Choo to B.Zhai, "PHT High Pressure Trip for Loss of Flow – MAPS Limits", 86-03550-200-00, AECL, 1992.
Y.F.Chang, "A Thermal-hydraulic System Simulation Model for the Reactor, Boiler and Heat Transport System(SOPHT)", CNS-37-2, Ontario Hydro Document, 1977.
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