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저자정보
전병국 (한국원자력연구원) 김기환 (한국원자력연구원) 김병재 (충남대학교) 김종록 (한국원자력연구원) 박종국 (한국원자력연구원) 문상기 (한국원자력연구원)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2016년도 학술대회
발행연도
2016.12
수록면
2,859 - 2,862 (4page)

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이 논문의 연구 히스토리 (2)

2016

냉각기능상실사고 시 사용후핵연료 저장조의 열수력적 거동 특성
전병국 ,  김기환 ,  김병재 외 3명 대한기계학회 춘추학술대회 2016.12 학술대회자료

2015

MARS 코드를 활용한 냉각기능상실사고 시 사용후핵연료 저장조의 열수력적 거동 예비 해석
전병국 ,  김병재 ,  김기환 외 2명 대한기계학회 춘추학술대회 2015.11 학술대회자료

초록· 키워드

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After the Fukushima nuclear power plant accident, several efforts have been made to ensure integrity of spent fuel pools as well as nuclear reactors under prolonged station blackout. Regardless of low individual decay heat level, release of radioactive materials from spent fuel pools can be tragic because of a large number of fuel assemblies. In this research, thermal hydraulic behavior and safety of fuel rods inside a subchannel of nuclear fuel under loss of cooling accidents were evaluated through a 5 by 5 heater rods - experiment. We chose three cases representing decay heat at 1 day, 1 week, and 1 month after shutdown, corresponding to 0.38 kW/rod, 0.21 kW/rod, and 0.11 kW/rod, respectively. At higher decay heat level, mixture water level was much escalated because of large void generation while the maximum rod temperature was increased fast. The vessel module, COBRA-TF, in the MARS code was assessed by comparing with the experiment result. The water mixture level as well as the wall temperature profile was not well represented by the code. The models are needed to be further improved.
#Spent fuel storage pool (사용후핵연료 저장조) #Loss of cooling accident (냉각기능상실사고) #MARS 코드 (MARS code)

목차

Abstract
1. 서론
2. 실험 및 해석 방법
3. 실험 및 해석 결과
4. 결론
참고문헌

참고문헌 (0)

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