가압경수로용 비상 노심 냉각계통{EMERGENCY CORE COOLING SYSTEM FOR PRESSURIZED WATER REACTOR}

본 발명은, 가압 경수형 원자로(이하, 가압경수로)에 있어서, 원자로 냉각재 상실사고(Loss of Coolant Accident: LOCA)시, 냉각재 부족에 따른 노심 온도의 급격한 상승을 막기 위하여 비상냉각재를 원자로에 투입하는 비상 노심 냉각계통에 관한 것으로, 특히, 냉각재 유입관인 저온관 파단사고시, 그 저온관으로 유출되는 비상냉각재의 양을 최소화할 수 있고, 또 비상냉각재 주입관인 안전주입관의 파단사고시에는 그 안전주입관을 통해 냉각재가 지속적으로 유출되게 하는 사이펀 효과(Siphon Effect)를 차단함으로써 노심의 냉각재 수위를 일정 이상의 최소 높이로 유지시킬 수 있는 가압경수로용 비상 노심 냉각계통에 관한 것이다.

핵을 연료로 사용하여 에너지를 생산하는 원자로 중에서, 특히, 핵연료의 핵반응에 의해 발생된 열에너지 운반매체인 냉각재(Reactor Coolant)로써 경수(Light Water)를 사용하고 또 그 냉각재가 원자로 용기(Reactor Vessel) 내에서 비등하지 않도록 원자로 내부의 압력이 일정크기 이상으로 유지되도록 하는 원자로를 가압형 경수로(Pressurized Water Reactor)라고 한다.

통상, 가압경수로의 계통은, 도 1에 도시된 바와 같은 원자로, 증기발생기, 원자로 냉각재 펌프, 그리고, 가압기 등으로 이루어져, 상기 각 구성들을 연결하는 배관인 저온관(Cool Leg)과 고온관(Hot Leg)에 의해 하나의 냉각재 순환 회로(1 차 계통)를 이루게 된다.

이러한 구성에 따라, 냉각재인 경수는 냉각재 펌프에 의해 도 1에 도시된 바와 같은 원자로의 용기(1)내로 들어가 원자로 내에 핵다발인 노심(Reactor Core)(2)의 핵반응에 의해 발생되는 열에너지에 의해 고온으로 가열된 후, 고온관(3)을 통해 증기발생기(도시되지 않음)를 순환하면서 증기발생기의 2 차 계통 물(증기터어빈 구동용)을 가열하여 증기로 변하게 한 후 냉각되고, 이어 저온관(4)을 통해 다시 원자로 용기(1)내로 돌아온다. 이러한 과정에서 2 차 계통에서 순환되는 물은 증기발생기에서 증기가 되어 증기터어빈을 구동하고, 증기터어빈은 발전기를 구동하여 최종적으로 발전기에 의해 전기에너지가 발생하게 된다. 이를 에너지 관점에서 보면, 원자로에서 핵반응으로 발생된 열에너지가 1 차계통의 냉각재에 흡수되어 증기발생기를 통해 2 차 계통의 냉각재로 전달된 후 증기터어빈과 발전기에 의해 운동에너지를 거쳐 전기에너지로 변환되는 것을 의미한다.

이러한 원자력 발전소가 설계되고 건설되기까지의 과정에서는 안전을 위해 실제로 발생하기 어려운 가상사고까지 고려되는 바, 사전에 그 가상사고의 경위와 영향 등을 분석한 후, 그 결과에 따라 원자로 냉각재 계통이 비정상적인 상태가 되는 사고발생시 노심에 미치는 영향을 최소화할 수 있는 계통을 추가함으로써, 발전소의 안전성이 확보,유지되도록 하고 있다.

원자력 발전소 설계시 고려되는 가상사고 중에서 원자로 냉각재 계통의 경계가 손상되어 냉각재가 계통 외부로 유출되는 사고를 특히 냉각재 상실사고라고 한다.

원자로에서 냉각재 상실사고가 발생되면, 원자로 냉각재 계통의 압력이 냉각재의 비등점 이하로 낮아져 연료봉 표면에서 핵비등이 발생하기 때문에, 핵연료와 냉각재 사이의 열전달률이 급격히 감소되어 노심표면의 온도가 급상승하게 된다. 따라서, 원자로에는 이렇게 노심표면 온도를 급상승시키는 냉각재 상실사고에 대비하여, 원자로 내의 냉각재가 상실되는 경우 비상냉각재(Safty Injection Water)를 외부에서 고압으로 원자로 용기 내부로 주입할 수 있는 안전장치가 설치되는데, 이것을 통상 안전주입계통의 비상노심 냉각계통(Emergency Core Cooling System: ECCS)이라고 말한다.

비상노심 냉각계통은 일반적으로 노심에 주입될 비상냉각재를 가압상태로 저장하는 피동안전주입탱크와, 상기 피동안전주입탱크에 저장된 비상냉각재를 감압상태의 원자로 냉각재 계통으로 주입시키기 위한 안전주입펌프, 그리고, 상기 탱크와 펌프로부터 원자로 냉각재 계통까지의 비상냉각재 유로를 형성하는 안전주입관 등으로 구성된다. 이러한 비상 노심 냉각계통에 있어서, 원자로 용기 내부로 연결되어 직접 비상냉각재를 토출하는 안전주입관은 통상 저온관의 수와 같은 개수(個數)로 설치된다. 참고로, 전형적인 가압경수형 원자로에 있어서 저온관은 통상 3 개 내지 4 개 정도 설치된다.

비상 노심 냉각계통에서, 상기 안전주입관의 끝에서 원자로 내로 비상냉각재를 토출하는 부분을 안전주입노즐라고 하는데, 종래에는 이 안전주입노즐들이 각 저온관에 연결되어 비상냉각재를 그 저온관을 통하여 주입하는 비상 노심 냉각계통들이 사용되어 왔다.

그런데, 종래 비상 노심 냉각계통에서와 같이, 안전주입노즐이 저온관에 연결되면, 저온관 파단 사고시, 안전주입노즐을 통해 원자로 노심측으로 토출되어야 할 비상냉각재(안전주입수)가 저온관쪽으로 역류하여 노심에 도달치 못하는 문제가 생기게 된다. 즉, 안전주입노즐을 통해 유입되는 비상냉각재가 압력차에 의해 저온관으로 역류하는 1 차 계통 냉각재에 혼합되어 저온관의 파단부분을 통해 1차 계통 냉각재와 함께 원자로 냉각재계통의 외부 격납건물로 동반유출되기 때문에 비상냉각재가 정작 노심에는 도달치 못하게 되는 현상이 일어난다.

근래에는, 이러한 문제가 감안되어, 도 1에 도시된 바와 같이, 안전주입관(5)을 원자로 용기(1)에 직접 연결하여 비상냉각재를 원자로 용기(1)내로 직접 토출시킴으로써, 저온관(4)이 파단되더라도 안전주입수가 파단된 저온관(4)을 통해 계통외부로 유출되지 않는, 따라서, 비상냉각재가 바로 노심(2)측으로 도달되게 하여 노심을 냉각시킬 수 있게 하는 방안이 제시되었다. 이렇게 안전주입관(5)의 안전주입노즐(6)을 원자로 용기(1)에 직접 연결하여 비상냉각재가 직접 원자로 용기(1) 속으로 분사되게 하는 방식을 직접용기주입 방식이라고 하며, 특히, 원자로 용기(1)에 직접 부착되는 안전주입관(Safety Injection Pipe)(5)의 출구부분을 직접용기주입노즐(Direct Vessel Injection Nozzle)(6)이라고 한다.

그러나, 이와 같은 직접용기주입방식에 있어서도 안전주입수가 유출될 가능성이 있다. 즉, 직접용기주입노즐(6)이 1차 계통 냉각재 유입구인 원자로 입구노즐(Reactor Inlet Nozzle)(7)의 위쪽에 설치되면, 냉각재 유입관인 저온관(4)이 파단된 경우에는, 직접용기주입노즐(6)을 통해 주입되는 비상냉각재가 원자로 용기(1) 내벽과 노심지지통(Core Support Barrel)(8) 사이의 하향유로(Downcomer)(9)를 따라 이동하다가 파단된 저온관(4)으로 역류하는 냉각재와 함께 원자로 입구노즐(7)을 통하여 상당량 동반 유출될 우려가 있다. 이렇게 되면, 직접용기주입노즐(6)이 원자로 용기(1)에 직접 부착되었을지라도 안전주입의 결과인 비상노심냉각 효과는 상대적으로 낮을 수밖에 없다. 따라서, 직접용기주입방식에서는 직접용기주입노즐(6)을 저온관(4)의 아래쪽에 부착하는 것이 저온관(4) 위쪽에 부착하는 것보다 훨씬 향상된 비상냉각재 주입의 효과를 얻을 수 있다.

그러나, 직접용기주입방식의 비상 노심 냉각계통에 있어서, 직접용기주입노즐(6)이 원자로 입구노즐(7)의 아래에 부착되면, 이 직접용기주입노즐(6)을 통해 저온의 비상냉각재가 고온고압상태의 원자로 용기(1)에 급속히 유입되어 가압 열충격 등이 발생하므로 원자로 용기(1)의 건전성 문제가 야기될 뿐만 아니라, 특히 안전주입관(5)이 파단되는 경우 안전주입관(5)을 통해 유출되는 냉각재의 양이 직접용기주입노즐(6)을 원자로 입구노즐(7)의 위에 부착되는 경우 보다 훨씬 많다는 문제점이 생기게 된다.

이러한 문제를 해소하기 위하여, 미국 특허 공개번호 제 5135708 호의 "Method of Injection To or Near Core Inlet"에서는 안전주입의 효과를 최대화할 목적으로 원자로 용기 내부에 저온관 상부의 직접용기주입노즐(6)로부터 노심지지통(8) 하단까지 원통형 또는 관형의 안전주입 통로를 설치하는 방법을 공개하고 있다.

그러나, 이 방법은, 저온관(4) 파단사고의 경우 비상냉각재를 노심(2)의 하단으로 직접 공급할 수는 있으나, 원자로 용기(1) 밖의 안전주입관(4)이 파단되는 사고가 발생되면, 사이펀 효과(Siphon Effect)에 의해 원자로내 냉각재가 원자로 용기(1)내 냉각재 수위가 노심이 완전히 노출될 때까지 지속적으로 빠져나가기 때문에, 원자로 용기(1)속에서 노심의 용융을 방지해야할 냉각재의 양이 크게 부족하게 되는 심각한 결과를 초래하게 된다.

이 문제를 보완하기 위해, 미국 특허 공개번호 제 5377242 호의 "Method and System for Emergency Core Cooling"에서는, 노심지지통(8)을 둘러싸 저온관(4) 파단사고시 직접용기주입노즐(6)에서 토출되는 비상냉각재를 유도하여 노심지지통(8) 하단에까지 도달되게 하면서 그 상부에 안전주입관(5) 파단사고시 사이펀 효과를 차단할 수 있는 구멍들을 갖는 원통을 포함하여 이루어진 비상 노심 냉각계통을 공개하고 있다.

그러나, 앞서 언급된 두 가지 종래 기술(미국공개 제 5377242 호 및 제 5135708 호)들은 노심지지통(8)의 중량을 크게 증가시키기 때문에, 이 노심지지통(8)이 포함된 원자로 용기(1)를 지지하는 원자로 용기 지지구조물들이 큰 하중에 견딜 수 있도록 설계되어야 하는 문제점을 가지고 있었다.

본 발명은, 상술한 바와 같은 종래 비상 노심 냉각계통들이 가진 문제점들을 일소할 수 있는 비상 노심 냉각계통으로서, 냉각재 유입관인 저온관 파단사고시 그 저온관으로 유출되는 비상냉각재의 양을 최소화하여 노심에 도달하는 비상냉각재의 양을 극대화할 수 있고, 또, 비상냉각재 주입관인 안전주입관의 파단사고시에는 그 안전주입관을 통해 원자로내 냉각재가 지속적으로 유출되게 하는 사이펀 효과를 차단함으로써 원자로내 냉각재 수위를 적어도 노심이 잠기는 정도의 최소 높이로 유지시킬 수 있으며, 뿐만 아니라, 노심지지통의 중량을 거의 증가시키지 않음으로써 원자로 지지구조물에 대한 하중설계도 어렵게 하지 않는 가압경수로용 비상 노심 냉각계통을 제공하는데 그 목적이 있다.

도 1은 종래 가압경수로용 비상 노심 냉각계통이 설치된 가압경수로의 종단면모식도.

도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 가압경수로용 비상 노심 냉각계통이 설치된 가압경수로의 원자로 종단면 모식도.

도 3은 도 2의 확대도.

도 4는 도 2의 Ⅳ-Ⅳ 선 단면도.

< 도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명 >

1 : 원자로 용기2 : 노심

4 : 저온관5 : 안전주입관

6 : 직접용기주입노즐7 : 원자로 입구노즐

8 : 노심지지통10 : 안전주입덕트

11 : 돌출부12 : 플랜지

14 : 틈새

본 발명은, 비상냉각재를 가압상태로 저장하는 피동안전주입탱크와; 상기 피동안전주입탱크를 원자로 용기의 직접용기주입노즐로 연결하는 안전주입관과; 상기 피동안전주입탱크와 상기 안전주입관 사이에서 원자로 냉각재 상실사고시 상기 피동안전주입탱크에 저장된 비상냉각재를 원자로 용기의 직접용기주입노즐로 펌핑하는 안전주입펌프를 포함하여 이루어지는 비상 노심 냉각계통에 있어서, 상기 직접용기주입노즐은 원자로 입구노즐보다 상대적으로 높은 위치에 설치되고, 상기 직접용기주입노즐에 틈새를 가지고 그 입구가 결합되어 상기 직접용기주입노즐에서 토출되는 비상냉각재를 상기 원자로 입구노즐을 우회,유도하여 상기 원자로 입구노즐보다 낮은 위치의 출구로 토출하는 안전주입덕트(Safty Injection Duct)를 더 포함하여 이루어지는 것을 특징으로 한다.

상술한 바와 같은 가압경수로용 비상 노심 냉각계통의 구성에 있어서, 상기 안전주입덕트는 노심의 상단 보다 상대적으로 높은 위치에 출구를 가지는 것이 바람직하다.

또한, 더욱 바람직하게는 상기 안전주입덕트가 원자로내 노심지지통의 외벽에 부착되며, 또, 그 입구 둘레의 플랜지(Duct Flange)가 상기 직접용기주입노즐 둘레에서 돌출된 돌출부(Direct Vessel Lower Intrusion)에 간극을 두고 결합된다.

이하, 첨부된 도면으로 제시된 본 발명의 바람직한 실시예를 통하여 이상의 각 구성들의 기능과 작용을 보다 구체적으로 설명한다.

본 실시예를 설명함에 있어, 서두에서 설명된 종래의 기술과 동일한 본 발명의 구성에 대해서는 동일한 부호를 사용한다.

설명에 앞서 먼저 첨부된 도면을 간단히 살펴보면, 도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 가압경수로용 비상 노심 냉각계통이 설치된 가압경수로의 원자로 종단면 모식도이고, 도 3과 도 4는 각각 도 2의 확대도와 도 2의 Ⅳ-Ⅳ 선 단면도임을 알 수 있다.

통상, 가압경수로는 핵연료의 핵반응 결과로 발생하는 열에너지를 운반하는 매체로써 경수를 냉각재로 사용하고, 냉각재의 비등을 막기 위해 가압기로써 냉각재 계통 내부를 소정의 압력으로 가압하는 원자로를 말한다.

가압경수로의 계통은 원자로, 증기발생기, 원자로 냉각재 펌프, 가압기, 그리고, 저온관 및 고온관 등으로 구성되는 바, 이들은 냉각재 유동시킬 수 있는 배관인 상기 저온관과 고온관에 의해 연결되어 하나의 냉각재 순환회로를 이루게 된다.

이러한 계통에 있어서 원자로는 밀폐된 공간에서 핵연료를 핵반응시켜 열에너지를 생성하는 핵반응장치로서, 도 2에 도시된 바와 같이, 핵반응이 일어나는 밀폐공간을 형성하는 원자로 용기(1)와, 이 용기(1) 내부에 규칙적으로 배열된 핵다발이 형성하는 노심(2), 그리고, 노심(2)을 용기에 대하여 지지하는 노심지지통(8) 등을 포함하여 이루어진다. 이 원자로의 용기(1)에는 원자로 냉각재 펌프(미도시)의 펌핑에 의해 원자로, 고온관(3), 증기발생기(미도시), 원자로 냉각재 펌프(미도시), 저온관(4), 그리고 다시 원자로 용기(1)순으로 순환되는 냉각재가 충전되는데, 이러한 냉각재 순환과정에서 냉각재는 노심(2)에서 핵연료 다발의 핵반응을 통해 생성된 열에너지를 흡수하여 가열된 후, 1 차계통 열교환기인 증기발생기로 이송되어, 증기발생기의 세관을 지나면서 2 차계통에서 순환되는 2 차 계통 냉각재에 열을 전달한 후 냉각재 펌프에 의해 저온관(4)을 지나 원자로 입구노즐(7)을 통해 원자로 용기(1)내로 회귀한다. 이어 원자로 용기(1) 내벽과 노심지지통(8) 사이 하향유로(9)를 따라 원자로 용기(1)의 하부공간(Reacter Vessel Lower Plenum)(1a)으로 흘러 내린 후 상방향으로 선회하여 노심(2)으로 재유입된다. 이상과 같이 노심(2)에서 출발하여 다시 노심(2)으로 되돌아오는 냉각재를 증기발생기와 증기터어빈을 순환하는 2 차 냉각재와 구별하여 원자로 냉각재 또는 1 차계통 냉각재라고 한다.

이러한 가압경수로의 계통에 있어서, 피동안전주입탱크, 안전주입관 및 안전주입펌프 등의 구성들로 이루어지는 본 발명에 따른 가압경수로용 비상 노심 냉각계통은, 특히, 도 2 및 도 3에 도시된 바와 같이, 원자로 용기 내로 비상냉각재를 토출하는 토출구인 직접용기주입노즐(6)과 이 직접용기주입노즐(6)에서 토출된 비상냉각재를 노심(2)까지 유도하는 안전주입덕트(10)를 포함하여 이루어진다.

이러한 본 발명에 따른 구성에 있어서, 상기 직접용기주입노즐(6)은, 안전주입관(5)을 통한 비상냉각재 투입시 가압열충격을 완화함과 동시에 안전주입관(5) 파단시 냉각수 유출량을 최소화할 수 있게 1 차 계통 냉각재 유입구인 원자로 입구노즐(7)보다 상대적으로 높은 위치에 설치된다.

이 직접용기주입노즐(6)은 도 4에 도시된 바와 같이 횡단면으로 볼 때 원자로 입구노즐(7)과는 상이한 방위각 상에 위치하고 있으나, 도 3의 종단면도에서는 편의를 위해 동일한 단면에 나타내었다.

한편, 직접용기주입노즐(6)에는 안전주입덕트(10)가 연결되는데, 이 연결을 위하여, 도 3과 4에 도시된 바와 같이, 직접용기주입노즐(6) 둘레의 원자로 용기(1) 내벽에는 돌출부(11)가 성형되며, 이 돌출부(11)에 맞대어져 결합되는 안전주입덕트(10)의 입구부(16) 둘레에는 상기 돌출부(11)에 대응하는 플랜지(12)가 성형된다. 이에, 직접용기주입노즐(6)로 유입되는 비상냉각재는 돌출부(11)와 플랜지(12)를 지나 안전주입덕트(10)를 따라 아래로 흘러 원자로 입구노즐(7)로 유입되는 원자로 냉각재와 혼합한 후 하향유로(9)를 따라 흘러내려 원자로 용기(1) 하부공간(1a)에서 선회하고 노심(2)으로 재유입되어 노심(2)을 냉각시킨다. 이 때, 안전주입덕트(10)는 직접용기주입노즐(6)에서 토출되어 나오는 비상냉각재를 원자로 입구노즐(6)을 우회하여 하향으로 유도함으로써, 저온관(4) 파단시 비상냉각재가 그 저온관(4)으로 증기유량에 의해 냉각재와 동반유출되지 않게 하는 역할을 하게 된다.

한편, 직접용기주입노즐(6)의 돌출부(11)와 맞대어지는 안전주입덕트(10) 입구(16)의 플랜지(12)는, 이 안전주입덕트(10)가 고착된 노심지지통(8)이 원자로 용기(1)에 끼워질 때 노심지지통(8)을 지지하는 원자로 용기(1) 상부 내벽의 용기턱(13)에 간섭되지 않게 하여 설치 및 인양이 가능하도록 원자로 용기턱(13)에 미치지 않는 높이로 돌출성형된다. 이 안전주입덕트(10)의 플랜지(12)는 직접용기주입노즐(6)의 돌출부(11)에 간극을 두고 맞대어져 그 플랜지(12)와 돌출부(11)와의 사이에 틈새(14)를 형성하게 되는데, 이들 사이 간극은, 직접용기주입노즐(6)로 유입된 비상냉각재가 그 틈새(14)로 과도하게 유출되는 것을 방지할 수 있으면서 노심지지통(8)이 원자로 용기턱(13)에 간섭되지 않고 인양이 가능하도록 적정한 크기로 제한된다.

그런데, 만약 이 틈새(14)가 없다면, 안전주입관(5)이 파단되는 사고가 발생하는 경우, 사이펀 효과에 의해 원자로 용기(1) 속의 압력이 용기(1)밖의 압력과 동일하게 될 때까지 원자로 용기(1) 속의 냉각재가 파단된 안전주입관(5) 쪽으로 역류하여 외부로 유출되므로, 안전주입덕트(10)가 오히려 노심 냉각에 필요한 냉각재량을 크게 감소시키는 역효과가 초래될 염려가 있다. 그러므로, 틈새(14)는 안전주입관(4) 파단으로 원자로 용기(1)의 냉각재 수위가 그 틈새의 높이 이하로 내려가게 되는 경우에 안전주입관(5) 내로 원자로 용기(1)속의 증기 혹은 공기가 유입되게 함으로써 사이펀 효과에 따른 냉각재의 지속적인 유출을 멈추게 하는 사이펀 효과 차단기 역할을 한다.

한편, 상기 안전주입덕트(10)는 노심지지통(8) 외벽에 부착되어 비상냉각재를 유도하는 역할을 하는데, 그 단면적을 직접용기주입노즐(6)의 통로 단면적과 비슷하게 함으로써 비상냉각재의 유속변화가 크지 않도록 한다.

그리고, 안전주입덕트(10)의 길이는 그 하단의 출구(15)가 원자로 입구노즐(7)의 바닥 보다는 낮고 노심(2)의 상면보다는 높게 위치하도록 설계된다.

안전주입덕트(10) 출구(15)의 높이를 원자로 입구노즐(7)의 바닥보다 낮게 하는 것은 저온관(4) 파단사고시 비상냉각재가 증기유량으로 인하여 저온관(4)을 통해 냉각재와 함께 동반유출될 가능성이 있기 때문에 증기유량과의 접촉을 차단함으로써 비상냉각재가 유출되는 것을 방지하고, 또, 직접용기주입노즐(6)에서 토출된 비상냉각재가 원자로 입구노즐(7)을 우회하여 원자로 용기(1) 하부에 고여 있는 원자로 냉각재 속으로 분사되도록 하기 위한 것이다. 그리고, 안전주입덕트(10) 출구(15)의 높이를 노심(2)의 상면보다 높게 하는 것은 원자로 외부의 안전주입관(5) 파단사고 발생시 플랜지(12)와 돌출부(11) 사이의 틈새(14)가 원자로 용기(1) 속에 침적되었던 파편들로 막혀 사이펀 효과 차단기 역할을 하지 못하게 되는 경우에 대비한 것이다. 즉, 틈새(14)가 파편에 의해 막혀 제기능(사이펀 효과 차단기능)을 수행하지 못하게 되더라도 사이펀 효과에 따른 냉각재 유출이 노심(2)의 상면보다 높은 위치(안전주입덕트 출구(15) 높이)에서 더 이상 진행되지 않게 함으로써, 원자로의 냉각재 수위가 적어도 노심(2)의 상면 이상으로 유지되게 하기 위한 것이다.

다음의 표 1은 원자로 냉각재 상실사고 중 가장 심각한 가상사고인 저온관(4) 파단사고의 발생시, 직접용기주입노즐(6)만으로 비상냉각재를 주입하는 종래 비상 노심 냉각계통을 적용할 경우와, 안전주입덕트(10)로써 비상냉각재를 원자로 입구노즐(7)을 우회하여 주입하는 본 발명에 따른 비상 노심 냉각계통이 적용할 경우를 현재 사용되고 있는 열수력계통 과도해석(Thermal-Hydraulic Transient Analysis)을 위한 RELAP5/MOD3/K 컴퓨터 코드를 이용하여 예시 계산한 결과를 비교하여 보인 것이다.

표 1에서 알 수 있듯이, 저온관(4) 파단이 파단되어 냉각재가 상실되는 가상사고가 발생된 후 노심에 비상냉각재가 채워지는 재관수단계에서, 현재 허용기준 온도(1204 ℃)에 대비한 핵연료 피복재의 온도비는 본 발명에 따른 비상 노심 냉각계통이 적용된 경우에 약 0.7 정도에 불과하고 종래의 비상 노심 냉각계통가 적용된 경우에는 약 1.0 까지 상승하는 것으로 나타났다. 이와 같이, 본 발명에 따른 비상 노심 냉각계통은 재관수단계에서 허용기준온도에 대한 온도비로 볼 때 종래 비상 노심 냉각계통 보다 약 0.3 정도의 온도비 차이를 보이면서 노심에 대하여 크게 향상된 냉각효과를 발휘하는 것으로 나타났다.

표 1) 저온관 파단 냉각재 상실사고시 재관수단계의 핵연료 피복재 온도비

이상에서 상세히 설명한 바와 같은 본 발명에 따른 가압경수로용 비상 노심 냉각계통에 따르면, 냉각재 유입관인 저온관 파단사고시 그 저온관으로 유출되는 비상냉각재의 양을 최소화하여 노심에 도달하는 비상냉각재의 양을 극대화할 수 있고, 또, 비상냉각재 주입관인 안전주입관의 파단사고시, 그 안전주입관을 통해 냉각재가 지속적으로 유출되게 하는 사이펀 효과를 차단하여 원자로 내 냉각재 수위를 노심이 냉각재에 잠기는 일정 이상의 최소 높이로 유지시킬 수 있음으로써 가압경수로의 안전도를 크게 높일 수 있다.

뿐만 아니라, 본 발명에 따른 비상 노심 냉각계통은 종래 비상 노심 냉각계통에 비해 노심 지지통의 중량을 거의 증가시키지 않음으로써 원자로 지지구조물에 대한 하중 설계 및 건설을 용이하게 하여 원자로 건설비용을 크게 절감케 한다.