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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술대회자료
- 저자정보
- 발행연도
- 2005.5
- 수록면
- 3,236 - 3,242 (7page)
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Various sizes and types of advanced small and medium sized nuclear reactors are currently nuder development worldwide. The SMART-P, which is an integral pressurized water reactor is one of those advanced types of small sized nuclear reactor. a Feedwater pipe break accident is one of the most important accidents in the safety of the SMART-P plant. Decreased feedwater flow rate to the steam generators causes a decrease in the heat extraction from the reactor coolant system, resulting in a increase of the primary coolant temperature and pressure Performed sensitivity analysis to find parameters affecting seriously in SMART-P's feedwater pipe break accident. According to these sensitivity analysis results, an initial pressurizer pressure, a moderator reactivity coefficient, a power level and a break size are major parameters for the maximum pressure of the reactor coolant system point of view. the pressure in the reactor coolant system and the secondary system for all the cases investigated, remains below 18.7㎫ which is a safety criteria for SMART-P.
목차
Abstract
1. 서론
2. SMART연구로 계통 설명
3. 사용 전산코드 및 계통모델
4. 초기조건 및 해석시 사용된 가정
5. 해석방법 및 결과
6. 결론
후기
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