KR20190087188A - 원자로건물 침수수위 평가방법 - Google Patents

원자로건물 침수수위 평가방법 Download PDF

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Abstract

본 발명은 원자로건물 내부 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (A) 단계; 외부에서 상기 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (B) 단계; 및 상기 (A) 내지 (B) 단계의 유량 체적 산출 데이터를 기초로, 비체적 값을 고려하여 상기 원자로건물 내부의 침수수위를 산출하는 (C) 단계:를 포함하는 원자로건물 침수수위 평가방법에 관한 것이다.

Description

원자로건물 침수수위 평가방법{Flooding Level Analysis Method of Reactor Building}
본 발명은 원자로건물 침수수위 평가방법에 관한 것이다.
원자력발전소 원자로건물 외부 부격실에는 발전소 운전에 필요한 각종 안전 및 비안전 관련 기기들이 많이 설치되어 있다. 원자력발전소 안전정지 및 운전과 관련하여 원자로건물 외부 부격실에 위치한 기기들은 각종 안전사고(파단 및 지진 등)로부터 정상적으로 동작 가능하도록 보호되어야 하며 건전성이 보증되어야 한다.
이에 원자로건물 내부에 설치된 안전정지 및 운전과 관련하여 설치된 기기들도 성능을 유지하기 위해서는 최소 침수 수위보다는 높은 곳에 위치해 있어야만 한다.
따라서 냉각재 상실 사고 시 원자로건물 내부의 정확한 침수수위를 산출할 수 있는 원자로건물 침수수위 평가방법이 요구된다.
대한민국 등록특허공보 제10-1146949호 (2012년 05월 10일 등록)
본 발명의 목적은 냉각재 상실 사고 시 원자로건물 내부의 정확한 침수수위를 산출할 수 있는 원자로건물 침수수위 평가방법을 제공하는 것이다.
상기 목적은 원자로건물 내부 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (A) 단계; 외부에서 상기 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (B) 단계; 및 상기 (A) 내지 (B) 단계의 유량 체적 산출 데이터를 기초로, 비체적 값을 고려하여 상기 원자로건물 내부의 침수수위를 산출하는 (C) 단계:를 포함하는 원자로건물 침수수위 평가방법에 의해 달성된다.
상기 비체적 값은, 상기 (A) 내지 (B) 단계별 상기 냉각수의 온도 값을 고려하여 결정될 수 있다.
상기 (A) 단계는, 상기 원자로건물 하부에 위치하는 냉각재계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계; 및 상기 원자로건물 상부에 위치하는 살수계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계;를 포함할 수 있다.
상기 냉각재계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계는, 냉각재상실 사고에 따른, 상기 냉각재계통 배관 파단에 의해 방출되는 상기 냉각수 유량의 체적을 산출하는 것을 특징으로 할 수 있다.
상기 살수계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계는, 냉각재상실 사고 시 상기 원자로건물의 압력을 감소시키기 위해, 상기 살수계통에서 방출되는 상기 냉각수 유량의 체적을 산출하는 것을 특징으로 할 수 있다.
상기 (B) 단계는, 냉각재상실 사고 시 비상노심냉각계통을 통해 외부로부터 상기 원자로건물 내부로 유입되는 상기 냉각수 유량의 체적을 산출하는 것을 특징으로 할 수 있다.
상기 (B) 단계는, 냉각수 탱크를 통해 상기 원자로건물 내부로 유입되는 상기 냉각수 유량의 체적 및 중압계통 배관을 통해 상기 원자로건물 내부로 유입되는 상기 냉각수 유량의 체적을 고려하여 수행될 수 있다.
상기 (C) 단계는, 상기 비체적 값을 고려하여 상기 원자로건물 내 총 방출량을 산출하는 단계; 상기 총 방출량에 대한 평균온도를 산출하는 단계; 상기 총 방출량에 상기 평균온도를 고려하여 총 체적을 산출하는 단계; 및 산출된 상기 총 체적과 상기 원자로건물 하부 면적을 고려하여 상기 원자로건물 침수수위를 산출하는 단계;를 포함할 수 있다.
본 발명은 원자로건물 침수수위 평가방법에 있어서, 상기 원자로건물 하부에 위치하는 냉각재계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계; 상기 원자로건물 상부에 위치하는 살수계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계; 상기 원자로건물 외부에 위치하는 비상노심냉각계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계; 및 상기 산출 단계에서의 산출 결과를 바탕으로 상기 원자로건물 내부의 침수수위를 산출하는 단계를 포함하며, 상기 침수수위 산출은 상기 각 산출 단계별 상기 냉각수의 온도 값을 고려하여 이루어지는 원자로건물 침수수위 평가방법에 의해 달성된다.
본 발명은 각 단계별 냉각수의 유량 체적 산출을 통한 원자로건물 침수수위 평가방법을 제공하는 것으로서, 이로 인해 원자로건물 내부의 발전소 운전에 필요한 필수 기기의 설치 위치를 설정할 수 있으며, 안전 및 비안전기기의 설치 근거를 확보함으로써 불필요한 이설작업을 방지할 수 있게 된다.
또한 중요기기 침수 예방에 의한 원자로 안전정지 기능 유지에 의한 연료 손상 방지 및 선량한도를 준수할 수 있게 되고, 각종 안전사고(파단 및 지진 등)로부터 원자로건물 내부에 위치한 기기들이 정상적으로 동작 가능하도록 보호됨으로써 건전성이 보증된다.
도 1은 본 발명에 따른 평가방법이 적용되는 원자로건물의 단면도의 일 예를 나타낸 것이고,
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물에서의 침수수위 평가방법의 순서도이다.
이하 도면을 참조하여 본 발명을 더욱 상세히 설명한다.
첨부된 도면은 본 발명의 기술적 사상을 더욱 구체적으로 설명하기 위하여 도시한 일 예에 불과하므로 본 발명의 사상이 첨부된 도면에 한정되는 것은 아니다. 또한 첨부된 도면은 각 구성요소 간의 관계를 설명하기 위해 크기와 간격 등이 실제와 달리 과장되어 있을 수 있다.
도 1은 본 발명에 따른 평가방법이 적용되는 원자로건물의 단면도의 일 예를 나타낸 것이다.
도 1에 도시된 바와 같이, 원자로건물 내부에는 냉각재계통(10) 및 살수계통(20)이 위치하고 있으며, 외부에는 비상노심냉각계통(30)이 위치하고 있다.
냉각재계통(10)은 원자로건물 하부에 위치하고 있으며, 냉각재를 수용하는 냉각재계통 배관(12)을 포함하고 있다.
살수계통(20)은 상부에 위치하고 있으며, 냉각수를 일괄적으로 살수 및 배출시킬 수 있는 살수 배관(22)을 포함하고 있다.
본 발명에 적용될 수 있는 냉각재계통 배관(12) 및 살수 배관(22)은 냉각수가 유동할 수 있는 형태로 마련될 수 있으며, 그 자체는 당업자에게 익히 알려진 것에 해당하므로 이에 대한 구체적인 설명은 생략한다.
한편 도면에는 도시하지 않았지만, 냉각재계통(10)은 저온관, 고온관, 냉각재를 강제 순환시키는 냉각재펌프 및 냉각재 계통의 압력을 조절하는 가압기 등을 더 포함할 수 있다.
살수계통(20)은 도면에는 도시하지 않았지만, 냉각수 저장조 , 냉각수를 공급하는 저장조 배관, 냉각수의 역방향 흐름을 차단하는 체크밸브, 공급되는 냉각수의 유량을 조절하는 조절밸브 및 살수 배관(22)을 지탱하는 구조물 등이 더 포함될 수 있다.
비상노심냉각계통(30)의 경우, 원자로건물 외부에 위치하는 냉각수 탱크(32)를 통해 원자로건물 내부로 냉각수를 공급하거나, 중압계통 배관(34)을 통해 원자로건물 내부로 냉각수를 공급하게 된다.
냉각수 탱크(32)는 내부에 냉각수가 수용되는 공간을 형성하며 대략 정육면체로 마련될 수 있으나, 형태는 이에 한정되지 않는다.
중압계통 배관(34)은 충분히 냉각수를 원자로건물 내부로 유입할 수 있도록 냉각재계통(10)과 연결되어 있다. 여기서 연결되는 부위는 한정되지 않고, 냉각수의 유입이 자연스럽게 이루어질 수 있는 연결이면 충분하다.
이하 도 2를 참조하여 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물 침수수위 평가방법에 관하여 설명한다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물에서의 침수수위 평가방법의 순서도이다.
도 2에 도시된 바와 같이, 본 발명의 원자로건물 침수수위 평가방법은 원자로건물 내부 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (A) 단계(S100), 외부에서 상기 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (B) 단계(S200), (A) 내지 (B) 단계의 유량 체적 산출 데이터를 기초로, 비체적 값(M)을 고려하여 계산하는 단계(S300) 및 원자로건물 내부의 침수수위(H)를 산출하는 (C) 단계(S400)를 포함한다.
한편 위와 같은 단계에서 (A) 단계(S100) 수행 이 후 (B) 단계(S200) 수행과 같은 원자로건물 내부 침수수위(H)를 산출하는 (C) 단계(S400)로의 순서가 반드시 정해져 있는 것은 아니며, (A) 단계(S100) 및 (B) 단계(S200)에서 산출된 데이터 값에 비체적 값(M)을 고려하여 최종 원자로건물 침수수위(H)를 산출(S400)할 수만 있다면 단계 변경은 가능하다.
(A) 단계(S100)에서는 구체적으로 원자로건물 하부에 위치하는 냉각재계통(10)의 냉각수 유량 체적 산출 단계 및 원자로건물 상부에 위치하는 살수계통(20)의 냉각수 유량 체적 산출 단계를 통해 원자로건물 내부 냉각수의 유량 체적을 산출하게 된다.
냉각재계통(10)의 냉각수 유량 체적을 산출하는 단계는 냉각재상실 사고에 따른, 상기 냉각재계통 배관(12) 파단에 의해 방출되는 냉각수 유량의 체적을 산출하게 된다.
원전에서 냉각재상실 사고 발생 시 원자로건물 내부로 누설되는 냉각재의 온도 및 압력이 최대가 되며, 이에 따라 원자로건물 압력 또한 상승하게 되어 대형 냉각재상실 사고가 발생하게 된다.
냉각재상실 사고 시 냉각재계통 압력은 감소하게 되며, 냉각재를 포함하는 냉각재계통 배관(12)의 파단이 발생하게 되어, 원자로건물 내부로 냉각수 방출이 발생하게 된다. 이에 냉각재계통(10)의 냉각수 유량 체적을 산출할 수 있게 된다.
또한, 도면에는 도시하지 않았으나, 원자로건물 내 냉각재계통(10)의 냉각수 유량 체적을 산출하는 단계를 위한 냉각재계통(10) 산출 회로가 1개 이상 마련될 수 있으며, 이에 한정하지 않고 원전의 형태, 크기 및 규격에 따라 마련될 수 있는 개수는 조절 가능하다.
다음으로 살수계통(20)의 냉각수 유량 체적을 산출하는 단계는, 냉각재상실 사고 시 원자로건물의 압력을 감소시키기 위해, 살수계통(20)에서 방출되는 냉각수 유량의 체적을 산출하게 된다.
냉각재상실 사고가 발생하게 되면 고온, 고압의 냉각재가 원자로건물내부로 직접 방출되며 이로 인해 원자로건물의 압력은 상승된다.
이때 원자로건물은 항상 설계압력보다는 낮은 압력으로 유지되어야하며, 만약의 냉각재상실 사고 시 일반 대중의 선량 피폭 평가의 유효성 확보를 위해서라도 원자로건물 압력은 항상 설계압력보다 낮은 상태를 유지해야한다.
상기와 같은 이유에 의해 원자로건물 압력이 일정 압력 이상이 되면(즉 사고 발생시) 원자로 건물 상부에 위치한 살수계통(20)이 작동하게 되며, 이에 따라 살수계통(20)의 냉각수 유량 체적을 산출할 수 있게 된다.
(B) 단계(S200)에서는 냉각재상실 사고 시 비상노심냉각계통(30)을 통해 외부로부터 원자로건물 내부로 유입되는 냉각수 유량의 체적을 산출하게 된다.
위와 같이 비상노심냉각계통 냉각수 유량 체적을 산출하는 (B) 단계(S200)는 냉각수 탱크(32)를 통해 유입되는 냉각수 유량 체적 및 중압계통 배관(34)을 통해 유입되는 냉각수 유량 체적을 고려하여, 외부로부터 원자로건물 내부로 유입되는 냉각수 유량의 체적을 산출하게 된다.
비상노심냉각계통(30) 냉각수 유량 체적을 산출하는 (B) 단계(S200)에 있어, 냉각수 탱크(32)를 통해 유입되는 냉각수 유량 체적 및 중압계통 배관(34)을 통해 유입되는 냉각수 유량 체적 모두를 고려해야만 하는 것은 아니며, 어느 한쪽의 유량 체적을 산출하는 것만으로도 외부에서 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적을 산출할 수 있게 된다.
냉각재상실 사고가 발생하게 되면 고온, 고압의 냉각재가 원자로건물내부로 직접 방출되게 된다. 이 때 냉각재 누설로 인해 냉각재계통(10)의 압력이 감소되며 반대로 원자로건물의 압력은 상승하게 되어 고압의 상태를 유지하게 된다.
상기와 같은 결과에 의해 원자로건물 외부에 위치하고 있는 비상노심냉각계통(30)이 동작하게 되며, 냉각수 탱크(32)를 통한 냉각수 유입 및 중압계통 배관(34)을 통해서도 냉각수가 유입되게 된다.
다만, 본 발명의 다른 실시 예에서는 비상노심냉각계통(30)의 동작에 있어 냉각수 탱크(32)를 및 중압계통 배관(34)을 통한 냉각수 유입 중 어느 하나만 고려하는 것도 가능하며, 둘 중 어느 하나를 통해 외부에서 원자로건물 내부로 냉각수가 유입 될 수만 있다면 충분하다.
따라서 상기와 같이 냉각수 탱크(32)를 통해 유입되는 냉각수 유량 체적 및 중압계통 배관(34)을 통해 유입되는 냉각수 유량 체적을 고려함으로써 외부에서 상기 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (B) 단계(S200)를 수행할 수 있게 된다.
다음으로 본 발명의 원자로건물 침수수위 평가방법에 있어 (A) 내지 (B) 단계의 유량 체적 산출에 따른 데이터를 수득한 이 후 비체적 값(M)을 고려하여 최종적으로 원자로건물 내부의 침수수위를(H) 산출(S400)하게 된다.
본 발명의 일 실시 예에서의 비체적 값(M)의 고려(S300)는, (A) 내지 (B) 단계별 유량 체적 산출에 있어 각 단계별 냉각수의 온도 값을 고려하는 것을 의미한다.
또한 다른 실시 예에서는 비체적 값(M)으로 각 단계별 냉각수의 온도 값 뿐만 아니라, 냉각수의 특성 (예를 들면 중수 또는 경수)을 고려할 수도 있다.
이 후 부터는 각 단계별 산출을 통한 최종 원자로건물 침수수위(H) 산출 계산수식을 나타낸다. 먼저 총 방출량(e)을 산출하는 계산수식은 아래와 같다.
계산수식 1 - 총 방출량(e) 산출
e = a1＊M + a2＊M + B＊M
여기서, e : 총 방출량
a1 : 냉각재계통(10) 유량 체적 산출 (값)
a2 : 살수계통(20) 유량 체적 산출 (값)
B : 외부에서 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적 산출 값. 이는 곧 냉각수 탱크(32)를 통해 원자로건물 내부로 유입되는 냉각수 유량의 체적 및 중압계통 배관(34)을 통해 유입되는 냉각수 유량 체적의 합과 동일하다.
M : 비체적 값 (냉각수 온도 값)
위와 같은 계산수식에 의해, 총 방출량(e)이 산출되며, 냉각재계통(10) 유량 체적 산출 값(a1), 살수계통(20) 유량 체적 산출 값(a2) 및 외부에서 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적 산출 값(B)에 비체적 값(M)을 고려한 이 후 각각의 산출 값을 더한 값이 총 방출량(e)이 된다.
다음으로 총 방출량(e)에 대한 평균온도(T)를 산출하는 계산수식은 아래와 같다.
계산수식 2 - 평균온도(T) 산출
T = a1＊M + a2＊M + B＊M / (a1 + a2 + B)
여기서, T : 평균온도
a1, a2, B 및 M 값은 계산수식 1과 동일하며, 위와 같은 계산수식 2에 따라, 총 방출량(e)에 대한 평균온도(T)가 산출된다.
다음으로 총 방출량(e)에 대한 총 체적(f)를 산출하는 계산수식은 아래와 같다.
계산수식 3 - 총 체적(f) 산출
f = e＊T
여기서, f : 총 체적
e : 총 방출량 (값)
T : 평균온도 (값)
위와 같은 계산수식에 의해, 총 체적(f)이 산출되며, 앞선 계산수식 1을 통해 산출된 총 방출량(e) 값 및 계산수식 2를 통해 산출된 평균온도(T)를 고려하여 산출된 값이 총 체적(f)이 된다.
마지막으로 최종 원자로건물 침수수위(H)를 산출하기 위한 계산수식은 아래와 같다.
계산수식 4 - 원자로건물 침수수위(H) 산출
H = f＊g
여기서, H : 침수수위
f : 총 체적 (값)
g : 원자로건물 하부면적 (값)
위와 같은 계산수식에 의해, 최종 원자로건물 침수수위(H)가 산출되며, 앞선 계산수식 3을 통해 산출된 총 체적(f) 값에 원자로건물 하부면적(g) 값을 고려하여 산출된 값이 최종 원자로건물 침수수위(H)가 된다.
이상과 같이 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물 침수수위 평가방법은 원자로건물 보호 및 연료 냉각을 위해 원자로건물 내부에 침수되는 내부 냉각수의 유량 체적 및 외부에서 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적에 각 단계별 냉각수의 온도 값과 같은 비체적 값(M)을 고려함으로써 총 방출량(e)을 산출하게 된다.
이 후 총 방출량(e)에 대한 평균온도(T)를 고려하여 총 체적(f)을 산출하게 되며, 산출된 총 체적(f)에 원자로건물 하부면적(g)을 고려하여 높이로 변환함으로써 최종 원자로건물 침수수위(H)를 산출하게 된다.
본 발명에 따른 원자로건물 침수수위(H) 산출은, 원자로건물 내부 냉각수의 유량 체적 산출 데이터 및 외부에서 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적 산출 데이터를 기초로 비체적 값을 고려하기 때문에 정확한 침수수위(H) 산출이 가능하다.
위와 같은 정확한 원자로건물 침수수위 평가방법에 의해, 원자로건물 내부의 발전소 운전에 필요한 필수 기기의 설치 위치를 설정할 수 있으며, 안전 및 비안전기기의 설치 근거를 확보함으로써 불필요한 이설작업을 방지할 수 있게 된다.
또한 중요기기 침수 예방에 의한 원자로 안전정지 기능 유지에 의한 연료 손상 방지 및 선량한도를 준수할 수 있게 되고, 각종 안전사고(파단 및 지진 등)로부터 원자로건물 내부에 위치한 기기들이 정상적으로 동작 가능하도록 보호됨으로써 건전성이 보증된다.
따라서 냉각재 상실 사고 시 원자로건물 내부의 정확한 침수수위를 산출할 수 있는 원자로건물 침수수위 평가방법이 제공된다.
전술한 실시예들은 본 발명을 설명하기 위한 예시로서, 본 발명이 이에 한정되는 것은 아니다. 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양하게 변형하여 본 발명을 실시하는 것이 가능할 것이므로, 본 발명의 기술적 보호범위는 첨부된 특허청구범위에 의해 정해져야 할 것이다.

Claims (9)

  1. 원자로건물 내부 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (A) 단계;
    외부에서 상기 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (B) 단계; 및
    상기 (A) 내지 (B) 단계의 유량 체적 산출 데이터를 기초로, 비체적 값을 고려하여 상기 원자로건물 내부의 침수수위를 산출하는 (C) 단계:를 포함하는 원자로건물 침수수위 평가방법.
  2. 제1항에서,
    상기 비체적 값은,
    상기 (A) 내지 (B) 단계별 상기 냉각수의 온도 값을 고려하여 결정되는 것을 특징으로 하는 원자로건물 침수수위 평가방법.
  3. 제1항에서,
    상기 (A) 단계는,
    상기 원자로건물 하부에 위치하는 냉각재계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계; 및
    상기 원자로건물 상부에 위치하는 살수계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 침수수위 평가방법.
  4. 제3항에서,
    상기 냉각재계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계는,
    냉각재상실 사고에 따른, 상기 냉각재계통 배관 파단에 의해 방출되는 상기 냉각수 유량의 체적을 산출하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 침수수위 평가방법.
  5. 제3항에서,
    상기 살수계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계는,
    냉각재상실 사고 시 상기 원자로건물의 압력을 감소시키기 위해, 상기 살수계통에서 방출되는 상기 냉각수 유량의 체적을 산출하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 침수수위 평가방법.
  6. 제1항에서,
    상기 (B) 단계는,
    냉각재상실 사고 시 비상노심냉각계통을 통해 외부로부터 상기 원자로건물 내부로 유입되는 상기 냉각수 유량의 체적을 산출하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 침수수위 평가방법.
  7. 제6항에서,
    상기 (B) 단계는,
    냉각수 탱크를 통해 상기 원자로건물 내부로 유입되는 상기 냉각수 유량의 체적 및
    중압계통 배관을 통해 상기 원자로건물 내부로 유입되는 상기 냉각수 유량의 체적을 고려하여 수행되는 것을 특징으로 하는 원자로건물 침수수위 평가방법.
  8. 제1항 및 제2항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 (C) 단계는,
    상기 비체적 값을 고려하여 상기 원자로건물 내 총 방출량을 산출하는 단계;
    상기 총 방출량에 대한 평균온도를 산출하는 단계;
    상기 총 방출량에 상기 평균온도를 고려하여 총 체적을 산출하는 단계; 및
    산출된 상기 총 체적과 상기 원자로건물 하부 면적을 고려하여 상기 원자로건물 침수수위를 산출하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 침수수위 평가방법.
  9. 원자로건물 침수수위 평가방법에 있어서,
    상기 원자로건물 하부에 위치하는 냉각재계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계;
    상기 원자로건물 상부에 위치하는 살수계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계;
    상기 원자로건물 외부에 위치하는 비상노심냉각계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계; 및
    상기 산출 단계에서의 산출 결과를 바탕으로 상기 원자로건물 내부의 침수수위를 산출하는 단계를 포함하며,
    상기 침수수위 산출은 상기 각 산출 단계별 상기 냉각수의 온도 값을 고려하여 이루어지는 원자로건물 침수수위 평가방법.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112086210A (zh) * 2020-10-15 2020-12-15 中国原子能科学研究院 核反应堆冷却系统的换热计算方法及系统

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR970012794A (ko) * 1995-08-08 1997-03-29 임용규 원자력발전소 중대사고시 원자로 하부용기 외벽냉각 능력을 향상시키는 원자로공동 침수계통 설계 개선방법과 장치
KR101146949B1 (ko) 2009-10-30 2012-05-22 한국수력원자력 주식회사 원자력발전소 주급수 배관 파단시 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법
KR101219352B1 (ko) * 2011-10-26 2013-01-09 한양대학교 산학협력단 유량기반 계산영역 가변형 지진해일 수치모의 방법
JP2016170047A (ja) * 2015-03-12 2016-09-23 株式会社東芝 原子炉圧力容器内水位推定装置および原子炉圧力容器内水位推定方法
JP2017225392A (ja) * 2016-06-22 2017-12-28 ケーアイシー株式会社 昆布採取器具の回転補助装置

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR970012794A (ko) * 1995-08-08 1997-03-29 임용규 원자력발전소 중대사고시 원자로 하부용기 외벽냉각 능력을 향상시키는 원자로공동 침수계통 설계 개선방법과 장치
KR101146949B1 (ko) 2009-10-30 2012-05-22 한국수력원자력 주식회사 원자력발전소 주급수 배관 파단시 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법
KR101219352B1 (ko) * 2011-10-26 2013-01-09 한양대학교 산학협력단 유량기반 계산영역 가변형 지진해일 수치모의 방법
JP2016170047A (ja) * 2015-03-12 2016-09-23 株式会社東芝 原子炉圧力容器内水位推定装置および原子炉圧力容器内水位推定方法
JP2017225392A (ja) * 2016-06-22 2017-12-28 ケーアイシー株式会社 昆布採取器具の回転補助装置

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112086210A (zh) * 2020-10-15 2020-12-15 中国原子能科学研究院 核反应堆冷却系统的换热计算方法及系统

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