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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제48권 제4호
발행연도
2016.1
수록면
870 - 880 (11page)

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A steam generator tube rupture (SGTR) event with a stuck-open safety relief valve constitutes one of the most serious accident sequences in pressurized water reactors (PWRs) because it may create an open path for radioactive aerosol release into the environment. The release may be mitigated by the deposition of fission product particles on a steam generator's (SG's) dry tubes and structures or by scrubbing in the secondary coolant. However, the absence of empirical data, the complexity of the geometry, and the controlling processes have, until recently, made any quantification of retention difficult to justify. As a result, past risk assessment studies typically took little or no credit for aerosol retention in SGTR sequences. To provide these missing data, the Paul Scherrer Institute (PSI) initiated the Aerosol Trapping In Steam GeneraTor (ARTIST) Project, which aimed to thoroughly investigate various aspects of aerosol removal in the secondary side of a breached steam generator. Between 2003 and 2011, the PSI has led the ARTIST Project, which involved intense collaboration between nearly 20 international partners. This summary paper presents key findings of experimental and analytical work conducted at the PSI within the ARTIST program
#Containment Bypass #Fission Product Retention #Steam Generator Tube Rupture

목차

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참고문헌 (11)

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P.E. MacDonald / 1996 / Steam Generator Tube Failures google schola United States Nuclear Regulatory Commission / 1990 / Severe Accident Risks: An Assessment of Five U.S. Nuclear Power Plants / US Nuclear Regulatory Commission google schola A. Auvinen / 2005 / Steam generator tube rupture (SGTR) scenarios / Nucl. Eng. Des 235:457~472 google schola S. Guentay / 2004 / ARTIST:Introduction and first results / Nucl. Eng. Des 231:109~120 google schola S. Guentay / 1999 / Aerosol Trapping in a Steam Generator (ARTIST): An Investigation of Aerosol and Iodine Behavior in the Secondary Side of a Steam Generator / 27th Water Reactor Safety Information Meeting google schola

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