KR101593432B1 - Method for calculating pressures and temperature following main steamline break - Google Patents

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KR101593432B1
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송동수
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허성철
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한국수력원자력 주식회사
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Abstract

The present invention relates to a method for calculating the pressure and temperature of the interior of a reactor building when a main steam pipe of a nuclear power plant is broken, comprising a step of, by a computer, receiving an input of steam quality data of a fluid discharged when the main steam pipe of the nuclear power plant is broken; a step of, by the computer, receiving an input of the type of single trouble related to a breakage of the main steam pipe of the nuclear power plant; a step of, by the computer, receiving an input of information in accordance with the type of breakage of the single trouble; a step of, by the computer, calculating the mass and energy discharged when the main steam pipe is broken based on steam quality included in the steam quality data; and a step of, by the computer, calculating the pressure and temperature of the interior of the reactor building based on the type of signal trouble, the information in accordance with the type of the breakage of the single trouble, the mass and the energy.

Description

원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법{METHOD FOR CALCULATING PRESSURES AND TEMPERATURE FOLLOWING MAIN STEAMLINE BREAK}[0001] METHOD FOR CALCULATING PRESSURE AND TEMPERATURE IN A NUCLEAR BUILDING IN A NUCLEAR POWER PLANT [0002] FIELD OF THE INVENTION [0003]

본 발명은 원자력발전소의 주증기관 파단사고 분석을 용이하게 하기 위한 것으로서, 더욱 구체적으로는 원자력발전소 주증기관 파단시(main steamline break) 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법에 관한 것이다.
The present invention relates to a nuclear power plant for facilitating failure analysis of a main engine failure, and more particularly, to a method for calculating a pressure and a temperature inside a nuclear reactor building at a main steam line break of a nuclear power plant.

주증기관 파단사고시에는 증기발생기의 물이 배관 파단과 동시에 임계속도로 유출됨에 따라 파단 부위로부터 상당량의 증기뿐만 아니라 물이 동반(entrainment)되어 원자로건물 내부로 방출하게 된다. 주증기관 파단사고시 증기발생기로부터 방출되는 습증기의 양을 정량적으로 계산하기는 힘들다. 왜냐하면, 다양한 노심출력과 파단형태 그리고 증기발생기의 수위에 따라 방출될 수 있는 습증기의 양은 달라질 수 있기 때문이다. In the event of collapse of the main steam generator, the water of the steam generator is discharged at a critical velocity at the same time as the pipe breakage, so that not only a considerable amount of steam but also water is entrainment from the breakage portion and discharged into the reactor building. It is difficult to quantitatively calculate the amount of wet steam emitted from the steam generator in the event of collision damage. This is because the amount of wet steam that can be released depends on the various core outputs and breakage modes and the level of the steam generator.

또한, 주증기관 파단사고와 같이 온도와 압력이 높은 배관의 유체가 원자로건물 내부에서 파단사고가 발생되었을 때, 원자로건물 내부의 대기온도는 급격히 상승되고 각종 안전관련 기기장치들이 높은 온도에 영향을 받게 된다. 얼마나 영향을 받는지를 평가하기 위해서는 원자로건물 내부의 압력과 온도를 계산해야 한다. 이에 앞서 주증기관 파단사고시 질량 및 에너지 방출량을 분석하기 위해서는 수십 개의 케이스(Case)에 대하여 입력파일을 작성하고 분석한 후, 이렇게 계산된 질량 및 에너지 방출량을 입력으로 하여 원자로 건물의 온도 및 압력을 계산해야 하는 과정을 거쳐, 최종적으로 주증기관 파단사고시 출력조건, 파단크기, 파단위치, 및 단일고장 등 모든 조건의 케이스를 포괄하는 내환경기기검증(EQ) 시험곡선을 작성하게 된다.In addition, when the fluid of piping with high temperature and pressure, such as collapse of the main engine, breaks inside the reactor building, the atmospheric temperature inside the reactor building rises sharply and various safety related devices are affected by the high temperature do. To assess how affected, you must calculate the pressure and temperature inside the reactor building. In order to analyze the mass and energy release in case of collision damage, the input file is created and analyzed for dozens of cases, and then the temperature and pressure of the reactor building are calculated (EQ) test curve that covers cases of all conditions such as output condition, breakage size, breakage position, and single fault in the event of collision damage.

하지만, 종래의 계산방법은 계산코드의 해석 능력의 한계로 인하여 수십 개의 분석 케이스에 대하여 일일이 해석자가 수작업에 의해서 변경 조건들을 입력하여야 한다. 종래의 방법은 해석자의 해석능력이 부족하거나 해석자가 깊이 주의하지 않으면 많은 입력 오류를 유발하고 해석결과를 얻기까지 많은 시간이 소요된다. 특히, 해석자의 입력오류로 인해 잘못 계산된 결과를 생성할 경우 궁극적으로 원자력발전소의 안전성을 저해할 수 있다는 문제점이 있다.
However, in the conventional calculation method, due to the limit of the analysis ability of the calculation code, it is necessary for the interpreter to manually input the change conditions for dozens of analysis cases. Conventional methods are time consuming to induce many input errors and to obtain interpretation results if the interpreter's ability to interpret is insufficient or if the interpreter is not careful. Particularly, if a wrongly calculated result is generated due to an input error of the interpreter, there is a problem that the safety of the nuclear power plant may be ultimately hindered.

대한민국 공개특허공보 제10-2006-0092491호(2006.08.23.)Korean Patent Publication No. 10-2006-0092491 (2006.08.23.)

본 발명은 상술한 문제점을 해결하는 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법을 제공하는 것을 목적으로 한다.
SUMMARY OF THE INVENTION It is an object of the present invention to provide a method for calculating the pressure and temperature inside a nuclear reactor building when a main engine failure occurs in a nuclear power plant.

본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법은, 컴퓨터가 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도 데이터를 입력받는 단계; 컴퓨터가 원자력발전소 주증기관 파단과 관련한 단일고장(Single Failure)의 유형을 입력받는 단계; 컴퓨터가 단일고장의 파단형태에 따른 정보를 입력받는 단계; 컴퓨터가 증기건도 데이터에 포함된 증기건도를 기초로 하여 주증기관 파단시 방출되는 질량 및 에너지를 계산하는 단계; 및 컴퓨터가 단일 고장의 유형과, 단일고장의 파단형태에 따른 정보와, 질량 및 에너지를 기초로 하여 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 단계;를 포함하고, 단일고장의 파단형태는 양단파단(Full Double-ended Rupture), 소형파단(Small Double-ended Rupture), 및 찢김파단(Split Break)을 포함하고, 컴퓨터가 단일고장의 파단형태에 따른 정보를 입력받는 단계는, 단일고장의 파단형태가 양단파단인 경우에, 주증기관 파단시 각 단일고장별로 주증기관의 비격리된 체적의 증기가 방출되는 시간을 입력받는 단계를 포함하고, 컴퓨터가 단일고장의 파단형태에 따른 정보를 입력받는 단계는, 단일고장의 파단형태가 소형파단 또는 찢김파단인 경우에, 주증기관 격리신호 발생 시작 압력값 및 원자로건물 살수계통 작동신호 발생 시작 압력값을 입력받는 단계를 포함한다.A method of calculating pressure and temperature inside a reactor building when a main engine failure occurs in a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention includes receiving data of steam quality data of a fluid discharged when a computer breaks up a nuclear power plant main engine; The computer receives the type of Single Failure related to the breakage of the main engine of the nuclear power plant; The computer receiving information corresponding to a breakdown of a single fault; Calculating a mass and energy that the computer releases upon collapse of the main engine based on the vapor qualities included in the vapor quality data; And computing the pressure and temperature inside the reactor building based on the type of single fault, the information according to the break type of the single fault, and the mass and the energy, wherein the fracture type of the single fault is a double- Wherein the step of receiving the information according to the fracture type of the single fault includes the steps of breaking the fracture of the single fault, The method comprising the steps of: receiving a time at which steam of a non-isolated volume of the main engine is discharged for each single fault at the time of breakage of the main engine; Includes the step of receiving the collision-isolation-signal start pressure value and the reactor building water sprinkling system operation signal generation start pressure value when the fracture mode of the single failure is a small fracture or a tear fracture do.

본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법에 있어서, 단일고장의 유형은 디젤발전기 단일고장, 주증기관 격리밸브 단일고장, 및 주급수관 조절밸브 단일고장을 포함할 수 있다.A method of calculating the pressure and temperature inside a nuclear reactor building in the event of breakage of a nuclear power plant in accordance with an embodiment of the present invention is characterized in that the single failure type includes a single failure of the diesel generator, a single failure of the main engine isolation valve, It may contain a single fault.

본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법에 있어서, 컴퓨터가 단일고장의 파단형태에 따른 정보를 입력받는 단계는, 단일고장의 파단형태가 양단파단인 경우에, 주증기관 파단시 각 단일고장에 따른 노심출력별로 엔탈피 및 비격리된 체적의 증기 질량을 입력받는 단계를 더 포함할 수 있다.In the method of calculating the pressure and temperature inside a nuclear reactor building at the time of fracture of a main nuclear power plant according to an embodiment of the present invention, the step of receiving information according to the fracture mode of a single failure of the computer, The method may further include receiving enthalpy and a vapor mass of a non-isolated volume for each core output according to each single failure at the time of fracture at both ends.

본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법에 있어서, 컴퓨터가 단일고장의 파단형태에 따른 정보를 입력받는 단계는, 단일고장의 파단형태가 소형파단 또는 찢김파단인 경우에, 원자로건물 내부의 압력 및 온도 계산시 안전성 여유를 두기 위한 작동 시간 지연값을 입력받는 단계를 더 포함할 수 있다.In the method of calculating the pressure and temperature inside a nuclear reactor building at the time of fracture of a main nuclear power plant according to an embodiment of the present invention, the step of receiving information according to the fracture mode of a single failure of the computer, The method may further include receiving an operation time delay value for securing a safety margin in calculating the pressure and temperature inside the nuclear reactor building in the case of a small break or a tear break.

원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하기 위해서는 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도 데이터가 필요하다. 본 발명에서는 증기건도를 계산하기 위하여, 원자력발전소 계통안전해석에 사용되는 상용 전산코드를 이용하여 실험장치의 기하학적 정보와 실험조건을 모사하여 해석값과 실험값 사이의 편차를 95% 신뢰도와 95% 확률 구간에서 통계적 기법을 사용하여 증배계수(Multiplication Factor)를 정량적으로 계산한다. 이 계수는 실험장치에서 얻은 실험값과 전산코드 해석값 사이의 편차로써 증기발생기 형식에는 영향을 받지 않는다. 이러한 계산 방법은 모든 웨스팅하우스 원자력발전소의 주증기관 파단사고시 방출되는 유체의 증기건도 상태를 예측할 수 있게 한다.In order to calculate the pressure and temperature inside the nuclear reactor building at the time of failure of the nuclear reactor, it is necessary to obtain the steam quality data of the fluid discharged from the nuclear reactor failure. In the present invention, the geometrical information and the experimental conditions of the experimental apparatus are simulated using a commercial computer code used for the safety analysis of the nuclear power plant system to calculate the steam quality, and the deviation between the analytical value and the experimental value is calculated as 95% The multiplication factor is quantitatively calculated using the statistical technique in the interval. This coefficient is a deviation between the experimental value obtained from the experimental apparatus and the computed code interpretation value, and is not influenced by the steam generator type. This calculation method allows to predict the vapor condition of the fluid discharged from the fault of the main engine of all Westinghouse nuclear power plants.

원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도 데이터의 계산과 관련하여, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법은, 컴퓨터가 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도 데이터를 입력받는 단계 이전에, LOFTRAN 전산코드로 원자력발전소의 열수력계통을 모델링하여 얻어진 경계조건을 RETRAN 전산코드의 입력 파라미터로서 입력해서 RETRAN 전산코드를 컴퓨터 상에서 실행시키는 단계; RETRAN 전산코드로 원자력발전소의 증기발생기를 모델링하여 얻어진 증기건도를 LOFTRAN 전산코드의 입력 파라미터로서 입력해서 LOFTRAN 전산코드를 컴퓨터 상에서 실행시키는 단계; 및 증기건도가 수렴할 때까지 RETRAN 전산코드를 컴퓨터 상에서 실행시키는 단계 및 LOFTRAN 전산코드를 컴퓨터 상에서 실행시키는 단계를 반복해서 수행하는 단계;를 더 포함할 수 있고, LOFTRAN 전산코드는 원자력발전소 계통해석에서 원자력발전소의 열수력계통을 모델링하기 위해 사용되는 상용 전산코드이고, RETRAN 전산코드는 원자력발전소 계통해석에서 원자력발전소의 증기발생기를 모델링하기 위해 사용되는 상용 전산코드이다.A method of calculating pressure and temperature inside a nuclear reactor building at the time of fracture of a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention in relation to the calculation of vapor quality data of a fluid discharged from a nuclear power plant collapsing the nuclear power plant, Before entering the data of the steam quality data of the fluid discharged at the failure of the main engine, LOUTRAN computer code is used to model the thermal hydraulic system of the nuclear power plant and the boundary condition obtained by inputting the RETRAN computer code as an input parameter of the RETRAN computer code, Executing; Executing a LOFTRAN computer code on a computer by inputting a steam quality obtained by modeling a steam generator of a nuclear power plant with an RETRAN computer code as an input parameter of a LOFTRAN computer code; And executing the RETRAN computational code on the computer until the vapor quality converges, and performing the LOFTRAN computational code on the computer repeatedly. The LOFTRAN computational code may be used in a nuclear power plant system analysis Is a commercial computer code used to model a thermal hydraulics system of a nuclear power plant and RETRAN computer code is a commercial computer code used to model a steam generator of a nuclear power plant in a nuclear power plant system analysis.

본 발명의 일 실시예에 따르면, 주증기관 파단시 방출되는 증기의 건도를 계산하기 위하여 원자력발전소 안전해석용 전산코드와 연계하여 경계값을 추출하고, 반복적으로 재계산하고 및 자동으로 상용 전산코드에 입력되도록 한다. 구체적인 구현에 있어서, FORTRAN 6.0을 기반으로 3개의 연계 프로그램과 배치(Batch) 파일들이 작성되었다. 본 발명의 일 실시예에 따라 개발된 연계 프로그램은 원자력발전소 계통해석에 사용되는 상용 전산코드인 RETRAN과 LOFTRAN을 하나의 코드로 통합시키는 기능을 한다. 두 코드에 의해 계산된 결과값은 연계 프로그램에 의해 최종적인 증기건도의 계산이 가능하도록 한다. 즉, 증기발생기 부분을 모델링한 RETRAN에서 예측된 증기건도값을 적정 개수로 추출 및 재계산하여, LOFTRAN 코드에서 경계값으로 제공하고, LOFTRAN 코드는 원자력발전소 출력, 주증기관 파단형태, 및 크기별로 일/이차측 주요 경계값을 추출하여 질량 및 에너지를 계산하고, RETRAN 코드에 증기건도의 계산을 위한 입력조건으로 제공하여 수렴될 때까지 반복하게 된다. 본 연계 프로그램을 사용함으로써 기존 상용코드 각각의 해석 능력과 이점을 충분히 살려 원자력발전소 안전해석 분야에서 필요로 하는 증기발생기별 증기건도의 계산이 가능하여졌으며, 또한 사용자가 편리하게 상용 코드에 계산된 경계값을 입력할 수 있다.According to an embodiment of the present invention, in order to calculate the dryness of the steam released during the collapse of the main engine, the boundary value is extracted in connection with the computer code for safety analysis of the nuclear power plant, recalculated repeatedly, . In the concrete implementation, three linked programs and batch files were created based on FORTRAN 6.0. The linkage program developed according to an embodiment of the present invention integrates RETRAN and LOFTRAN, which are commercial computer codes used in nuclear power plant system analysis, into one code. The result values calculated by the two codes enable the calculation of the final steam quality by the linkage program. That is, the steam quality value predicted by the RETRAN modeling the steam generator part is extracted and recalculated in an appropriate number, and provided as a boundary value in the LOFTRAN code, and the LOFTRAN code is used for the output of the nuclear power plant, / The secondary side extracts the main boundary value, calculates the mass and energy, and provides it as an input condition for the calculation of the steam quality to the RETRAN code and repeats until convergence. By using this linkage program, it is possible to calculate the steam quality per steam generator needed in the field of safety analysis of nuclear power plant by making full use of the analytical ability and advantages of each existing commercial code. Also, You can enter a value.

본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법에 있어서, 컴퓨터가 증기건도를 기초로 하여 주증기관 파단시 방출되는 질량 및 에너지를 계산하는 단계에서 컴퓨터는 원자력발전소 계통해석에 사용되는 상용 전산코드인 LOFTRAN 전산코드를 이용해서 질량 및 에너지를 계산할 수 있다.A method of calculating pressure and temperature inside a nuclear reactor building at the time of breakage of a main nuclear power plant according to an embodiment of the present invention includes calculating the mass and energy released when the computer breaks the main engine, Computers can calculate mass and energy using the LOFTRAN computer code, a commercial computer code used to analyze nuclear power plant systems.

본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법에 있어서, 컴퓨터가 단일 고장의 유형과, 단일고장의 파단형태에 따른 정보와, 질량 및 에너지를 기초로 하여 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 단계에서 컴퓨터는 원자력발전소 계통해석에 사용되는 상용 전산코드인 CONTEMPT 전산코드를 이용해서 압력 및 온도를 계산할 수 있다.
A method of calculating pressure and temperature inside a nuclear reactor building in the event of breakage of a nuclear power plant in accordance with an embodiment of the present invention is characterized in that the computer is programmed to determine the type of single fault, On the basis of calculating the pressure and temperature inside the reactor building, the computer can calculate the pressure and temperature using the CONTEMPT computer code, which is a commercial computer code used in nuclear power plant system analysis.

본 발명은 원자력발전소 안전해석에 사용되는 범용 전산코드를 활용하여 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도를 계산할 수 있는 LOFTRAN 전산코드와 RETRAN 전산코드 간 연계 방법과 앞서 생산된 증기건도 계산 결과를 활용하여 LOFTRAN 전산코드와 CONTEMPT LT 전산코드를 연계하여 질량 및 에너지 방출량 계산 및 원자로건물 내부 압력과 온도를 자동계산할 수 있는 방법을 제공한다.The present invention relates to a method of linking a LOFTRAN computer code and a RETRAN computer code, which can calculate a steam quality of a fluid discharged from a nuclear power plant, by utilizing a general purpose computer code used for safety analysis of a nuclear power plant, To provide a method for calculating the mass and energy emissions and automatically calculating the pressure and temperature inside the reactor building by linking the LOFTRAN computer code with the CONTEMPT LT computer code.

본 발명에 의하면, 종래의 분석시간(예컨대, 10~30분/case × 64case= 640분~1920분 소요)에 비하여 본 발명에 의한 분석시간(예컨대, 1~2분/case × 64case= 64분~128분 소요)이 10 배 이상 단축된다. 또한, 설계자의 실수를 최소화할 수 있어 정확도는 향상되고, 기존의 전산프로그램을 일일이 수작업 혹은 수동으로 하던 것을 자동화하여 연속 수행함으로써 작업 용이성이 매우 향상될 수 있다.According to the present invention, the analysis time according to the present invention (for example, 1 to 2 minutes / case × 64 cases = 64 minutes) can be obtained as compared with the conventional analysis time (for example, 10 to 30 minutes / case × 64 cases = ~ 128 minutes) is reduced by 10 times or more. In addition, the designer can minimize the mistakes and improve the accuracy, and the existing computer program can be manually or manually performed automatically and continuously, thereby greatly improving the ease of operation.

본 발명은 원자력발전소 내환경기기검증(Environmental Equipment Qualification)용 주증기관 파단사고시 질량 및 에너지 방출해석과 원자로건물 압력 및 온도 평가에 적용될 수 있다.
The present invention can be applied to the analysis of mass and energy release and the pressure and temperature of a reactor building in the event of collapse of a main engine for environmental equipment qualification in a nuclear power plant.

도 1은 증기발생기의 증기건도의 계산 과정을 나타내는 순서도이다.
도 2는 원자로건물의 온도 및 압력의 계산 과정을 나타내는 순서도이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하기 위한 GUI 인터페이스 도면이다.
도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법을 나타내는 순서도이다.
도 5는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도를 계산하는 방법을 나타내는 순서도이다.1 is a flow chart showing a process of calculating a vapor quality of a steam generator.
Fig. 2 is a flowchart showing the calculation process of temperature and pressure of a reactor building.
3 is a graphical user interface (GUI) interface diagram for calculating the pressure and temperature inside a nuclear reactor building at the time of breakage of a main engine of a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention.
FIG. 4 is a flowchart illustrating a method of calculating pressure and temperature inside a nuclear reactor building at the time of breakage of a main engine of a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention.
FIG. 5 is a flowchart illustrating a method of calculating a vapor quality of a fluid discharged when a main engine failure occurs in a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention.

본 발명은 웨스팅하우스형 원자력발전소의 주증기관 파단사고 분석을 용이하게 하기 위한 것으로서, 본 발명에서는 원자력발전소 안전해석에서 범용적으로 사용되는 전산코드를 활용하여 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도(Steam Quality)를 계산할 수 있는 안전해석 코드 간 연계 방법과 증기건도를 계산한 결과를 활용하여 원자로건물 내부 압력과 온도를 자동으로 계산한다.The present invention aims at facilitating the analysis of breakage incidents of main engines of Westinghouse type nuclear power plants. In the present invention, by using computer codes commonly used in nuclear power plant safety analysis, Automatically calculates the pressure and temperature inside the reactor building using the method of linking the safety analysis codes that can calculate the steam quality and the result of calculating the steam quality.

본 발명은 원자로건물의 온도 및 압력의 계산을 용이하게 하는 방법으로써 종래에는 원자로건물의 온도 및 압력 계산시 공학적안전설비의 설정치에 따른 원자로건물 격리신호를 수작업으로 계산 및 처리하던 것을 개선한 것이다. 종래에 사고해석시 수십 개의 사고조건 별 입력파일을 작성할 때마다 원자로건물격리신호발생 시간 및 살수개시 시간을 계산하여 질량 및 에너지 방출량과 온도 및 압력의 계산을 반복해야 한다는 번거로운 문제가 있었으나, 이러한 문제를 해결하기 위하여 본 발명은 주증기관 파단시 방출되는 유체의 정보와 원자로건물의 공학적 안전신호들을 설정값에 따라 질량 및 에너지 방출량과 원자로건물의 온도와 압력을 자동적으로 계산하는 것을 가능하게 한다.The present invention improves the calculation and processing of the reactor building isolation signal according to the setting value of the engineering safety facility when calculating the temperature and pressure of the reactor building. Conventionally, there has been a troublesome problem that it is necessary to repeatedly calculate the mass and energy emission amount and the temperature and pressure by calculating the generation time of the reactor building isolation signal and the water spray start time every time the input file for each of the dozens of accident conditions is generated. The present invention makes it possible to automatically calculate the mass and energy release amount and the temperature and pressure of the nuclear reactor building according to the set values of the information of the fluid discharged at the collapse of the main engine and the safety signals of the nuclear reactor building.

도 1은 증기발생기의 증기건도의 계산 과정을 나타내는 순서도이다. 본 발명의 일 실시예에서는 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도의 계산에 사용되는 연계 프로그램을 이용한다. 도 1에서 보이는 이 연계 프로그램은 원자력발전소 안전해석용 전산코드와 연계하여 경계값을 추출하고, 반복적으로 재계산하고 및 자동으로 상용 전산코드에 입력하는 프로그램이다. 일 실시예에 있어서, 연계 프로그램은 FORTRAN 6.0을 기반으로 작성될 수 있으며, 도 1에서와 같이 3개의 연계 프로그램[loftr3d (140), r3dloft (160), r3drom (150)]으로 구성될 수 있으며, 배치(Batch) 파일을 더 포함할 수 있다.1 is a flow chart showing a process of calculating a vapor quality of a steam generator. In one embodiment of the present invention, a linkage program is used to calculate the vapor quality of a fluid discharged from a nuclear power plant breakage engine. This linked program shown in FIG. 1 is a program that extracts boundary values in connection with a computer code for safety analysis of a nuclear power plant, recalculates it repeatedly, and automatically inputs it into a commercial computer code. In one embodiment, the linkage program may be created on the basis of FORTRAN 6.0, and may consist of three linkage programs loftr3d (140), r3dloft (160), r3drom (150) And may further include a batch file.

도 1에서, 블록 110은 원자력발전소 계통해석에 사용되는 상용 전산코드 중의 하나인 LOFTRAN 전산코드로 원자력발전소의 열수력계통을 모델링하여 경계조건을 얻는 것을 도시한다. 블록 120은 원자력발전소 계통해석에 사용되는 상용 전산코드 중의 하나인 RETRAN(이하, 'RETRAN 3D'라고도 함) 전산코드로 원자력발전소의 증기발생기를 모델링하여 증기건도를 계산하는 것을 도시한다. 블록 130은 계산된 증기건도 데이터를 입력하는 것을 도시한다. 블록 140은 loftr3d 프로그램을 나타내고, loftr3d 프로그램은 LOFTRAN 코드의 "paper" 출력 파일을 RETRAN-3D 코드에 5개 주요 변수로서 입력하는 연계 프로그램이다. 블록 150은 r3drom 프로그램을 나타내고, r3drom 프로그램은 5개 주요 변수를 입력한 RETRAN-3D 코드에 의해 만들어진 출력파일을 분리하는 연계 프로그램이다. 블록 160은 r3dloft 프로그램을 나타내고, r3dloft 프로그램은 LOFTRAN 코드 모델에서 이용된 증기건도(YXXT와 YTXX) 입력 데이터 준비하는 연계 프로그램이다. 블록 170은 증배계수를 적용하는 것을 나타낸다. 블록 180은 수렴 후의 최종 증기건도 데이터를 나타낸다. In FIG. 1, block 110 illustrates the modeling of a thermal hydraulic system of a nuclear power plant with a LOFTRAN computer code, one of the commercial computer codes used in nuclear power plant system analysis, to obtain boundary conditions. Block 120 illustrates the calculation of the steam quality by modeling the steam generator of a nuclear power plant with RETRAN (also referred to as RETRAN 3D) computer code, one of the commercial computer codes used in the nuclear power plant system analysis. Block 130 illustrates entering the calculated vapor quality data. Block 140 represents a loftr3d program, and loftr3d is a linkage program for inputting the "paper" output file of the LOFTRAN code into the RETRAN-3D code as five main variables. Block 150 represents the r3drom program, and the r3drom program is a linkage program that separates the output file created by the RETRAN-3D code into five key variables. Block 160 represents the r3dloft program, and the r3dloft program is a linkage program that prepares the steam quality (YXXT and YTXX) input data used in the LOFTRAN code model. Block 170 represents the application of the multiplication factor. Block 180 represents the final vapor quality data after convergence.

제시된 연계 프로그램은 원자력발전소 계통해석에 사용되는 상용 전산코드인 LOFTRAN(110)과 RETRAN(120)을 하나의 코드로 통합시키는 기능을 한다. 두 코드에 의해 계산된 결과값은 개발 연계 프로그램에 의해 각각의 코드로부터 자동 추출 및 재계산하여 경계값으로 입력되며, 최종적인 증기건도 계산이 가능하도록 한다. 즉, 개발한 프로그램은 RETRAN에서 예측된 증기건도값을 적정 개수로 추출 및 재계산하여 LOFTRAN 코드에 경계값으로 제공하고, LOFTRAN 코드는 원자력발전소 출력, 주증기관 파단형태 및 크기별로 일/이차측 주요 경계값을 추출하여 RETRAN 코드에 증기건도의 계산을 위한 입력조건으로 제공하게 된다. The proposed linkage program integrates LOFTRAN (110) and RETRAN (120), which are commercial computer codes used in nuclear power plant system analysis, into one code. The result values calculated by the two codes are automatically extracted and recalculated from each code by the development linkage program, entered as boundary values, and the final steam quality calculation is made possible. In other words, the developed program extracts and recomputes the steam quality value predicted by RETRAN as an appropriate number and provides it as a boundary value to the LOFTRAN code. The LOFTRAN code is used for the output of the nuclear power plant, The boundary value is extracted and provided to the RETRAN code as an input condition for the calculation of the steam quality.

이러한 연계 프로그램에 의해서, 기존 상용코드 각각의 해석능력과 이점을 충분히 살려 원자력 안전해석 분야에서 필요로 하는 증기발생기별 증기건도를 계산하는 것이 가능해졌으며, 또한 사용자가 편리하게 상용 코드에 계산된 경계값을 입력할 수 있게 되었다.This linkage program makes it possible to calculate the steam quality per steam generator needed in the field of nuclear safety analysis by making full use of the analytical ability and advantages of each existing commercial code and also it is possible for the user to conveniently calculate the boundary value Can be input.

도 2는 원자로건물의 온도 및 압력의 계산 과정을 나타내는 순서도이다. 사용되는 원자력발전소의 계통해석 전산코드는 LOFTAN(210)과 원자로건물 온도압력 계산 코드인 CONTEMPT(290)로 구성된다. LOFTRAN 코드는 주증기관 파단시 방출되는 질량과 에너지를 계산하며 CONTEMPT는 원자로건물 내부의 압력과 온도를 계산하는 기능을 한다.Fig. 2 is a flowchart showing the calculation process of temperature and pressure of a reactor building. The systematic analysis code for the nuclear power plant used consists of LOFTAN (210) and CONTEMPT (290), the code for building temperature and pressure of the reactor building. The LOFTRAN code calculates the mass and energy released at the collapse of the main engine, and CONTEMPT calculates the pressure and temperature inside the reactor building.

도 2에서, 블록 210은 인풋 테크(Input Deck)의 이름을 입력하는 것을 나타낸다. 본 발명의 일 실시예에 따르면, 블록 210에서 LOFTRAN 전산코드의 입력파일명을 입력하게 된다. 블록 220은 단일고장의 유형을 입력하는 것을 나타낸다. 블록 230은 양단파단(DER)의 경우에 대한 프로세스가 진행되는 것을 나타낸다. 양단파단(DER)의 경우에, 블록 240은 취출시간(Blowdown Time)을 입력하는 것을 나타내고, 블록 250은 질량 및 에너지를 입력하는 것을 나타낸다. 블록 240에서 취출시간은 LOFTRAN 전산코드의 입력파일명에 의해 특정되는 입력파일에 의해서 입력될 수 있다. 블록 250에서 LOFTRAN 전산코드에 의해 수행된 결과를 CONTEMPT LT(이하 'CONTEMPT'라고도 함) 전산코드에 입력함으로써 수행될 수 있다. 블록 260은 소형파단(Small DER) 및 찢김파단(Split rupture)의 경우에 대한 프로세스가 진행되는 것을 나타낸다. 소형파단 또는 찢김파단의 경우에, 블록 270은 원자로건물 격리(Hi-2) 도달시간을 입력하는 것을 나타내고, 블록 280은 원자로건물 살수(Hi-3) 시작시간을 입력하는 것을 나타낸다. 블록 270에서의 원자로건물 격리(Hi-2) 도달시간과 블록 280의 원자로건물 살수(Hi-3) 시작시간은 CONTEMPT LT 전산코드에 입력된다. 블록 290은 CONTEMPT 코드를 실행해서 온도 및 압력을 계산하는 것을 나타낸다.In Figure 2, block 210 represents inputting the name of the Input Deck. According to one embodiment of the present invention, the input file name of the LOFTRAN computation code is input in block 210. Block 220 represents entering a single fault type. Block 230 shows that the process for the case of both end breaks (DER) proceeds. In the case of both end breaks (DER), block 240 indicates input of blowdown time, and block 250 indicates input of mass and energy. The extraction time at block 240 may be entered by the input file specified by the input filename of the LOFTRAN computer code. May be performed by inputting the result performed by the LOFTRAN computation code in the CONTEMPT LT (hereinafter also referred to as " CONTEMPT ") computation code at block 250. Block 260 indicates that the process is progressing for the case of Small DER and Split rupture. In the case of a small break or tear break, block 270 indicates entering the reactor building isolation (Hi-2) arrival time and block 280 indicates entering the reactor building sprinkler (Hi-3) start time. The reactor building isolation (Hi-2) arrival time at block 270 and the reactor building water spray (Hi-3) start time of block 280 are entered into the CONTEMPT LT computer code. Block 290 represents executing the CONTEMPT code to calculate temperature and pressure.

도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하기 위한 GUI 인터페이스 도면이다.3 is a graphical user interface (GUI) interface diagram for calculating the pressure and temperature inside a nuclear reactor building at the time of breakage of a main engine of a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention.

우선, 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하기 위하여, 도 3의 GUI 인터페이스에서 'Input Deck' 입력창(310)에 LOFTRAN 코드의 입력파일명을 입력한다. 그리고, 'PT Input deck'(320)에서 단일고장(Single Failure)에 대한 CONTEMPT 전산코드의 인풋 데크(Input Deck) 정보와 관련된 단일고장의 유형을 선택한다. 도 3에서 예시적으로 도시된 단일고장의 유형은 CSS(디젤발전기 단일고장), MSIV(주증기관 격리밸브 단일고장), 및 MFCV(주급수관 조절밸브 단일고장)이다. 여기서, 'CSS'는 원자로건물 살수계통 한 계열상실로 디젤발전기(Diesel Generator) 단일고장의 가정시에 사용되고, 'MSIV'는 주증기관 격리밸브 단일고장 가정시에 사용되고, 'MFCV'는 주급수관 조절밸브 단일고장 가정시에 사용된다. First, in order to calculate the pressure and temperature inside the nuclear reactor building at the time of breakage of the nuclear power plant, the input file name of the LOFTRAN code is input to the 'Input Deck' input window 310 in the GUI interface of FIG. Then, in the 'PT Input deck' (320), a type of single fault associated with the input deck information of the CONTEMPT computation code for a single failure is selected. The types of single fault illustratively illustrated in FIG. 3 are CSS (diesel generator single fault), MSIV (coaxial isolator valve single fault), and MFCV (main faucet regulator valve single fault). In this case, 'CSS' is used for assuming a single failure of a diesel generator due to loss of a reactor building water system, 'MSIV' is used for assuming a single failure of a main engine isolation valve, 'MFCV' Used for valve single fault assumption.

다음으로, 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하기 위하여, 파단형태에 따른 정보를 입력한다. 이 경우 사용되는 부분이 'Full-DER'과 'Small-DER & Split Break' 입력부분이다. Next, in order to calculate the pressure and the temperature inside the nuclear reactor building at the time of breakage of the main engine of the nuclear power plant, information according to the breakage type is input. In this case, the parts used are 'Full-DER' and 'Small-DER & Split Break'.

'Full-DER'의 경우에 있어서, 'Blowdown time'(330)은 주증기관 파단시 각 단일고장(CSS, MSIV, MFCV)별 주증기관의 비격리된 체적의 증기가 방출되는 시간을 입력하기 위한 부분이다. 그리고, 각 단일고장에 따른 노심출력별(102%, 70%, 30%, 0%)(340)로 비격리된 체적의 증기 질량(Mass)(350)과 엔탈피(Enthalpy)(360)를 입력할 수 있는 텍스트박스(textbox)가 제공된다. 모든 입력이 끝나면 'Run' 버튼(370)을 클릭하여 'Full-DER' 에 대한 원자로건물의 압력 및 온도를 계산하며 그 결과는 오른쪽 빈 화면에서 실시간으로 출력된다. 또한, 결과 파일은 상단의 '결과파일 작성'을 클릭함으로써 저장될 수 있다.In the case of 'Full-DER', the 'Blowdown time' (330) is used to input the time at which the vapor of the non-isolated volume of the main engine at each single fault (CSS, MSIV, MFCV) Section. The steam mass (mass) 350 and the enthalpy (360) of the non-isolated volume are input to the core outputs (102%, 70%, 30%, 0% A textbox is provided that can be used. When all inputs are completed, click the 'Run' button (370) to calculate the pressure and temperature of the reactor building for 'Full-DER' and the result is displayed in real time on the right blank screen. Also, the result file can be saved by clicking 'Create result file' at the top.

'Small-DER & Split Break'의 경우에 있어서, 원자로건물 격리신호 설정치에 대한 정보를 입력할 수 있는 텍스트박스가 제공된다. 'Hi-2'은 주증기관 격리신호 발생 시작 압력 정보를 입력하기 위한 부분이며, 'Hi-3'은 원자로건물 살수계통 작동신호 발생 시작 압력 정보를 입력하기 위한 부분이다(380). 압력의 디폴트 값은 'psia' 단위이며, 'bar' 압력 단위로 입력할 경우 'SI Unit'를 체크하면 'pisa' 단위가 'bar' 단위로 변경된다. 그리고, 'Margin'은 원자로건물의 압력 및 온도 계산시 안전성 여유(마진)를 두기 위한 작동 시간 지연값을 입력하기 위한 부분이다. 모든 입력이 끝나면 'Run' 버턴(390)을 클릭하여 'Small-DER & Split Break' 에 대한 원자로건물 압력과 온도를 계산한다. 나머지는 'Full-DER' 의 경우와 동일하다.In the case of 'Small-DER & Split Break', a text box is provided for entering information about reactor building isolation signal settings. 'Hi-2' is a portion for inputting the start pressure information for generating the main engine isolation signal, and 'Hi-3' is a portion for inputting the pressure information for starting the operation signal of the reactor building water spraying system (380). The default value of pressure is 'psia'. If you enter 'bar' pressure unit, 'SI unit' is checked and 'pisa' unit is changed to 'bar' unit. And 'Margin' is the part to input the operation time delay value to put the safety margin (margin) in the pressure and temperature calculation of reactor building. When all inputs are complete, click on the 'Run' button (390) to calculate the reactor building pressure and temperature for Small-DER & Split Break. The rest is the same as in the case of "Full-DER".

도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법의 순서도이다.FIG. 4 is a flowchart of a method of calculating pressure and temperature inside a nuclear reactor building when a main engine failure occurs in a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention.

도 4를 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법은, 컴퓨터가 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도 데이터를 입력받는 단계(401), 컴퓨터가 원자력발전소 주증기관 파단과 관련한 단일고장의 유형을 입력받는 단계(402), 컴퓨터가 단일고장의 파단형태에 따른 정보를 입력받는 단계(403), 컴퓨터가 증기건도 데이터에 포함된 증기건도를 기초로 하여 주증기관 파단시 방출되는 질량 및 에너지를 계산하는 단계(404), 및 컴퓨터가 단일 고장의 유형과, 단일고장의 파단형태에 따른 정보와, 질량 및 에너지를 기초로 하여 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 단계(405)를 포함한다.Referring to FIG. 4, a method for calculating the pressure and temperature inside a nuclear reactor building at the time of fracture of a main nuclear power plant according to an embodiment of the present invention includes inputting steam quality data of a fluid discharged from a nuclear power plant A step 402 of receiving a type of single fault related to a breakdown of a main engine of a nuclear power plant, a step 403 of receiving information according to the breakage type of a single fault in the computer, Calculating 404 a mass and energy released at the collapse of the main engine based on the vapor quality included in the mass of the single failure, And calculating (405) the pressure and temperature inside the nuclear reactor building.

단일고장의 유형은 디젤발전기 단일고장(CSS), 주증기관 격리밸브 단일고장(MSIV), 및 주급수관 조절밸브 단일고장(MFCV)을 포함한다.Types of single fault include diesel generator single fault (CSS), main engine isolating valve single fault (MSIV), and main water supply control valve single fault (MFCV).

컴퓨터가 단일고장의 파단형태에 따른 정보를 입력받는 단계(403)는, 단일고장의 파단형태가 양단파단인 경우에, 주증기관 파단시 각 단일고장에 따른 노심출력별로 엔탈피 및 비격리된 체적의 증기 질량을 입력받는 단계를 더 포함할 수 있다.The step 403 of the computer receiving the information according to the breakage type of the single fault may be performed when the fracture type of the single fault is broken at both ends and the enthalpy and non-isolated volume And receiving the steam mass.

컴퓨터가 단일고장의 파단형태에 따른 정보를 입력받는 단계(403)는, 단일고장의 파단형태가 소형파단 또는 찢김파단인 경우에, 원자로건물 내부의 압력 및 온도 계산시 안전성 여유를 두기 위한 작동 시간 지연값을 입력받는 단계를 더 포함할 수 있다.The step 403 of receiving information according to the type of failure of a single fault by the computer includes the step of operating 403 when the failure mode of the single fault is a small break or a tear break, And receiving the delay value.

도 5는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도를 계산하는 방법을 나타내는 순서도이다.FIG. 5 is a flowchart illustrating a method of calculating a vapor quality of a fluid discharged when a main engine failure occurs in a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention.

본 발명의 일 실시예에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법은, 컴퓨터가 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도 데이터를 입력받는 단계(401) 이전에, LOFTRAN 전산코드로 원자력발전소의 열수력계통을 모델링하여 얻어진 경계조건을 RETRAN 전산코드의 입력 파라미터로서 입력해서 RETRAN 전산코드를 컴퓨터 상에서 실행시키는 단계(501), RETRAN 전산코드로 원자력발전소의 증기발생기를 모델링하여 얻어진 증기건도를 LOFTRAN 전산코드의 입력 파라미터로서 입력해서 LOFTRAN 전산코드를 컴퓨터 상에서 실행시키는 단계(502), 및 증기건도가 수렴할 때까지 RETRAN 전산코드를 컴퓨터 상에서 실행시키는 단계 및 LOFTRAN 전산코드를 컴퓨터 상에서 실행시키는 단계를 반복해서 수행하는 단계(503);를 더 포함할 수 있다. 여기서, LOFTRAN 전산코드는 원자력발전소 계통해석에서 원자력발전소의 열수력계통을 모델링하기 위해 사용되는 상용 전산코드이고, RETRAN 전산코드는 원자력발전소 계통해석에서 원자력발전소의 증기발생기를 모델링하기 위해 사용되는 상용 전산코드이다. 단계 501 내지 503를 수행함으로써, 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도 데이터를 얻을 수 있다.The method for calculating the pressure and temperature inside the reactor building at the time of breaking the main engine of the nuclear power plant according to the embodiment of the present invention is characterized in that the computer receives the steam quality data of the fluid discharged when the main engine of the nuclear power plant breaks, A step 501 of executing a RETRAN computer code on a computer by inputting a boundary condition obtained by modeling a thermal hydraulic system of a nuclear power plant with an LOFTRAN computer code as an input parameter of a RETRAN computer code, a RETRAN computer code (502) a LOFTRAN computational code on a computer by inputting the vapor quality obtained by modeling the ROUTRAN computational code as an input parameter of the LOFTRAN computational code, and executing the RETRAN computational code on the computer until the vapor quality converges, (503) repeatedly executing the step of executing on the computer . Here, the LOFTRAN computer code is a commercial computer code used for modeling a thermal hydraulic system of a nuclear power plant in the nuclear power plant system analysis, and the RETRAN computer code is a commercial computer used for modeling a steam generator of a nuclear power plant in the nuclear power plant system analysis Code. By performing the steps 501 to 503, it is possible to obtain the steam quality data of the fluid discharged at the breakage of the main engine of the nuclear power plant.

나아가, 본 발명의 일 실시예에 따라서, 컴퓨터가 증기건도를 기초로 하여 주증기관 파단시 방출되는 질량 및 에너지를 계산하는 단계(404)에서 컴퓨터는 원자력발전소 계통해석에 사용되는 상용 전산코드인 LOFTRAN 전산코드를 실행시킴으로써 질량 및 에너지를 계산할 수 있다.Further, in accordance with an embodiment of the present invention, in step 404, the computer calculates the mass and energy released at the collapse of the main engine based on the vapor quality, the computer calculates the LOFTRAN Mass and energy can be calculated by running the computer code.

나아가, 본 발명의 일 실시예에 따라서, 컴퓨터가 단일 고장의 유형과, 단일고장의 파단형태에 따른 정보와, 질량 및 에너지를 기초로 하여 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 단계(405)에서 컴퓨터는 원자력발전소 계통해석에 사용되는 상용 전산코드인 CONTEMPT 전산코드를 실행시킴으로써 압력 및 온도를 계산할 수 있다.Further, in accordance with an embodiment of the present invention, computing 405 computes the pressure and temperature inside the reactor building based on the type of single fault, the information according to the break type of a single fault, and mass and energy, , The computer can calculate the pressure and temperature by executing the CONTEMPT computer code, which is a commercial computer code used to analyze the nuclear power plant system.

본 발명에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법은 컴퓨터에 의하여 컴퓨터 상에서 실행될 수 있다. 본 발명에 따른 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법에 포함된 각 단계는 컴퓨터로 하여금 컴퓨터 상에서 각 단계를 실행시키도록 하는 소프트웨어, 하드웨어, 또는 소프트웨어 및 하드웨어 프로그램으로 구현될 수 있다.The method of calculating the pressure and temperature inside a nuclear reactor building at the time of breakage of a nuclear power plant according to the present invention can be executed on a computer by a computer. Each step included in the method of calculating the pressure and temperature inside the nuclear reactor building at the time of breakage of the nuclear power plant according to the present invention is implemented by software, hardware, or software and hardware program for causing the computer to execute each step on the computer .

Claims (5)

원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법으로서,
컴퓨터가 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도 데이터를 입력받는 단계;
컴퓨터가 원자력발전소 주증기관 파단과 관련한 단일고장(Single Failure)의 유형을 입력받는 단계;
컴퓨터가 상기 단일고장의 파단형태에 따른 정보를 입력받는 단계;
컴퓨터가 상기 증기건도 데이터에 포함된 증기건도를 기초로 하여 주증기관 파단시 방출되는 질량 및 에너지를 계산하는 단계; 및
컴퓨터가 상기 단일 고장의 유형과, 상기 단일고장의 파단형태에 따른 정보와, 상기 질량 및 에너지를 기초로 하여 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 단계;를 포함하고,
상기 단일고장의 유형은 디젤발전기 단일고장(CSS), 주증기관 격리밸브 단일고장(MSIV), 및 주급수관 조절밸브 단일고장(MFCV)을 포함하고,
상기 단일고장의 파단형태는 양단파단(Full Double-ended Rupture), 소형파단(Small Double-ended Rupture), 및 찢김파단(Split Break)을 포함하고,
컴퓨터가 상기 단일고장의 파단형태에 따른 정보를 입력받는 단계는, 상기 단일고장의 파단형태가 양단파단인 경우에, 주증기관 파단시 각 단일고장별로 주증기관의 비격리된 체적의 증기가 방출되는 시간을 입력받는 단계를 포함하고,
컴퓨터가 상기 단일고장의 파단형태에 따른 정보를 입력받는 단계는, 상기 단일고장의 파단형태가 소형파단 또는 찢김파단인 경우에:
주증기관 격리신호 발생 시작 압력값 및 원자로건물 살수계통 작동신호 발생 시작 압력값을 입력받는 단계; 및
원자로건물의 안전성 여유 확보를 위해 주증기관 밸브 격리와 원자로건물 살수계통 작동 시간 지연값을 입력받는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법.
A method for calculating the pressure and temperature inside a nuclear reactor building at the time of breakage of a nuclear reactor power plant,
Receiving data of vapor quality data of a fluid discharged when a computer breaks the main engine of the nuclear power plant;
The computer receives the type of Single Failure related to the breakage of the main engine of the nuclear power plant;
The computer being configured to receive information according to the breakage type of the single fault;
Calculating a mass and energy of the computer emitted upon collapse of the collateral ligament based on the vapor qualities included in the vapor quality data; And
Computing a pressure and temperature inside the reactor building based on the type of the single fault, the information according to the breakage type of the single fault, and the mass and energy,
The type of single fault includes diesel generator single fault (CSS), main engine isolating valve single fault (MSIV), and main water supply control valve single fault (MFCV)
The fracture mode of the single fault includes a full double-ended rupture, a small double-ended rupture, and a split break,
The method of claim 1, wherein the step of the computer receiving the information according to the type of fracture of the single fault is characterized in that when the fracture mode of the single fault is a fracture at both ends, And receiving a time,
Wherein the step of the computer receiving the information according to the break type of the single fault is characterized in that when the fracture mode of the single break is a small break or a break break,
A starting pressure value of the main engine isolation signal generation start value and a starting pressure value of the reactor building sprinkler system operation signal generation start value; And
And a step of receiving a delay time value of the main engine valve isolation and an operation time delay of the nuclear reactor building to secure the safety margin of the reactor building, and a method of calculating the pressure and temperature inside the reactor building when the main engine failure occurs in the nuclear power plant .
삭제delete 청구항 1에 있어서,
컴퓨터가 상기 단일고장의 파단형태에 따른 정보를 입력받는 단계는, 상기 단일고장의 파단형태가 양단파단인 경우에, 주증기관 파단시 각 단일고장에 따른 노심출력별로 엔탈피 및 비격리된 체적의 증기 질량을 입력받는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법.
The method according to claim 1,
The method according to claim 1, wherein the step of receiving the information according to the fracture type of the single fault includes the step of, when the fracture mode of the single fault is a fracture at both ends, Wherein the method further comprises the step of receiving the mass of the nuclear reactor.
삭제delete 청구항 1에 있어서,
컴퓨터가 원자력발전소 주증기관 파단시 방출되는 유체의 증기건도 데이터를 입력받는 단계 이전에,
LOFTRAN 전산코드로 원자력발전소의 열수력계통을 모델링하여 얻어진 경계조건을 RETRAN 전산코드의 입력 파라미터로서 입력해서 RETRAN 전산코드를 컴퓨터 상에서 실행시키는 단계;
RETRAN 전산코드로 원자력발전소의 증기발생기를 모델링하여 얻어진 증기건도를 LOFTRAN 전산코드의 입력 파라미터로서 입력해서 LOFTRAN 전산코드를 컴퓨터 상에서 실행시키는 단계; 및
증기건도가 수렴할 때까지 상기 RETRAN 전산코드를 컴퓨터 상에서 실행시키는 단계 및 상기 LOFTRAN 전산코드를 컴퓨터 상에서 실행시키는 단계를 반복해서 수행하는 단계;를 더 포함하고,
LOFTRAN 전산코드는 원자력발전소 계통해석에서 원자력발전소의 열수력계통을 모델링하기 위해 사용되는 상용 전산코드이고,
RETRAN 전산코드는 원자력발전소 계통해석에서 원자력발전소의 증기발생기를 모델링하기 위해 사용되는 상용 전산코드인 것을 특징으로 하는 원자력발전소 주증기관 파단시 원자로건물 내부의 압력 및 온도를 계산하는 방법.The method according to claim 1,
Prior to the step of the computer receiving the steam quality data of the fluid discharged from the breakdown of the nuclear power plant,
LOFTRAN Modeling the thermal hydraulic system of a nuclear power plant with a computer code and executing the RETRAN computer code on a computer by inputting the boundary condition obtained as an input parameter of the RETRAN computer code;
Executing a LOFTRAN computer code on a computer by inputting a steam quality obtained by modeling a steam generator of a nuclear power plant with an RETRAN computer code as an input parameter of a LOFTRAN computer code; And
Executing the RETRAN computational code on the computer until the vapor quality converges, and executing the LOFTRAN computational code on the computer repeatedly,
The LOFTRAN computer code is a commercial computer code used to model the thermal hydraulic system of a nuclear power plant in nuclear power plant system analysis,
The RETRAN computer code is a commercial computer code used to model a steam generator of a nuclear power plant in a nuclear power plant system analysis. A method of calculating the pressure and temperature inside a nuclear reactor building when a nuclear power plant breaks down.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102624141B1 (en) * 2022-11-29 2024-01-12 한국전력기술 주식회사 Method for evaluating thermal hydraulic analysis for containment and computerprogram

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20060092491A (en) 2005-02-18 2006-08-23 박영찬 A method system analyzing an entrainment of the steam line break for the nuclear power plant
KR20110047545A (en) * 2009-10-30 2011-05-09 한국전력공사 Optimumized method of flooding analysis during main feedwater line break sub-compartment outside reactor building for nuclear power plant

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20060092491A (en) 2005-02-18 2006-08-23 박영찬 A method system analyzing an entrainment of the steam line break for the nuclear power plant
KR20110047545A (en) * 2009-10-30 2011-05-09 한국전력공사 Optimumized method of flooding analysis during main feedwater line break sub-compartment outside reactor building for nuclear power plant

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
박영찬 외2인, "주급수관 파단에 따른 내환경검증 침수분석용 전산코드 RETRAN의 적용 해석연구",Journal of Energy Engineering, Vol. 16, No. 3, pp. 103~112 (2007)* *
허재영 외4인, "냉각재상실사고시 질량 및 에너지 방출량 감소를 위한 고찰", 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102624141B1 (en) * 2022-11-29 2024-01-12 한국전력기술 주식회사 Method for evaluating thermal hydraulic analysis for containment and computerprogram

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