APR1400급 원자로냉각재펌프의 관성서행 특성평가 :Evaluation of coastdown characteristics for APR1400 reactor coolant pump

전우진

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자료유형: 학위논문

저자정보: 전우진 (충남대학교, 忠南大學校大學院)

지도교수: 고성호

발행연도: 2019

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이용수9

이 논문의 연구 히스토리 (2)

2019

APR1400급 원자로냉각재펌프의 관성서행 특성평가

전우진 기계공학과 2019.01 학위논문

2016

APR1400 원자로냉각재펌프 SBO Seal LOCA Test를 위한 Heating Loop 상세 설계 및 시운전

전우진 , 김석 , 조석 한국유체기계학회 학술대회 논문집 2016.11 학술대회자료

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Coastdown characteristics of reactor coolant pump (RCP) at APR(Advanced Pressurized Reactor)1400 was investigated by experimental and numerical method. Thorough understanding of coast-down characteristics during loss of power in off-site accident is important to influence the safety margin of nuclear power reactor such as Departure from the nucleate boiling ratio (DNBR). First, by using the RCP Test facility (RCPTF) with two different temperatures of primary loop coolant (93.3℃ and 290.6℃) and five different initial rated flow condition (6.91~9.65 m³/s), thermal-hydraulic variables included the flow rate, system pressure, and RPM of RCP were evaluated after RCP trip. 8 RCPs for Shin-Hanul 1&2 NPP were tested by RCPTF. Second, for checking accurate coefficient of frictional torque impacting the flow rate during coast-down, sensitivty analysis was performed using by thermal-hydraulic system code MARS-KS. Regardless of the type of RCPs, coast-down characteristics were identical in aspect of terminal time of coastdown, history of RPM and flow rate. Also, as the coolant temperature and initial rated flow condition are increased, terminal time of coastdown is delayed. At MARS calculation, the results were presented that the initial stage of coastdown strongly impacted by the inertial moment of RCP is well predicted and however, the terminal stage of coastdown shows large deviation between experimental and numerical results. This discrepancy was attributed to inaccurate of coefficient of frictional torque in MARS calculation and appropriate values about 100 for best-fitted coastdown of RCP was suggested by sensitivity analysis.

1. 서 론 1
1.1 연구의 필요성 1
1.2 국내외 연구동향 3
1.3 연구목적 및 내용 7
2. 원자로냉각재펌프 성능시험설비 8
2.1 APR1400 Reactor Coolant Pump 개요 8
2.2 원자로냉각재펌프 성능시험설비 9
2.3 측정 및 제어계통 13
2.3.1 헤드 13
2.3.2 유량 15
2.3.3 펌프 회전속도 16
2.3.4 온도 16
2.4 APR1400 원자로냉각재펌프 성능시험 18
3. 관성서행 시험결과 19
3.1 저온 성능시험 조건 관성서행 특성 20
3.2 고온 성능시험 조건 관성서행 특성 22
3.3 온도조건에 따른 관성서행 특성 평가 25
3.4 초기 유량변화에 따른 관성서행 특성 평가 27
3.5 RCP 회전속도와 유량 및 헤드의 상사성 평가 30
3.6 불확실도 분석 32
3.6.1 복합 표준 불확실도 32
3.6.2 확장 불확실도 추정 32
4. MARS-KS 해석 34
4.1 해석 목적 34
4.2 MARS-KS 해석 모델 34
4.3 펌프 회전속도 계산 37
4.4 해석 결과 40
5. 결 론 45
REFERENCES 46
ABSTRACT 48

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