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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제51권 제2호
발행연도
2019.1
수록면
402 - 409 (8page)

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When a loss of coolant accident (LOCA) occurs in a nuclear power plant, accident scenarios which canprevent core damage are defined based on break size. Current probabilistic safety assessment evaluatesthat core damage can be prevented under small-break LOCA (SBLOCA) and steam generator tube rupture(SGTR) with rapid cool down (RCD) strategy when all safety injection systems are unavailable. However,previous research has pointed out a limitation of RCD in terms of initiation time. Therefore, RCD successcriteria estimation based on allowable coping time under a SBLOCA or SGTR when all safety injectionsystems are unavailable was performed based on time-line and thermal-hydraulic analyses. The time lineanalysis assumed a single emergency operating procedure flow, and the thermal hydraulic analysisutilized MARS-KS code with variables of break size, cooling rate, and operator allowable time. Resultsshow while RCD is possible under SGTR, it is impossible under SBLOCA at the APR1400’s current coolingrate limitation of 55 K/hr. A success criteria map for RCD under SBLOCA is suggested without cooling ratelimitation.

목차

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참고문헌 (16)

참고문헌 신청
IAEA / 2010 / Development and application of level 1 probabilistic safety assessment for nuclear power plants, Specific safety guide no, SSG 3 google schola D. A. Fynan / 2018 / Cooldown procedure success criteria map for the full break size spectrum of SBLOCA / Nucl. Eng. Des 326:114~132 google schola M. C. Kim / 2014 / Feasibility analysis of aggressive cooldown in OPR1000nuclear power plants / Ann. Nucl. Energy 68:89~95 google schola Korea Hydro-Nuclear Power / 2011 / Status Report 83 - Advanced Power Reactor 1400 MWe (APR1400) google schola Korea Electric Power Corporation / 2013 / Probabilistic Risk Assessment Summary Report google schola

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