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강상희 (한국수력원자력 중앙연구원 신형원전연구소) 문호림 (한국수력원자력 중앙연구원 신형원전연구소) 박영섭 (한국수력원자력 중앙연구원 신형원전연구소)
저널정보
한국안전학회 한국안전학회지 한국안전학회지 제28권 제3호
발행연도
2013.1
수록면
123 - 128 (6page)

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The Advanced Power Reactor Plus(APR+), which is a GEN III+ reactor based on the APR1400, is being developed in Korea. In order to enhance the safety of the APR+, a passive auxiliary feedwater system(PAFS) has been adopted in the APR+. The PAFS replaces the conventional active auxiliary feedwater system(AFWS) by introducing a natural driving force mechanism while maintaining the system function of cooling the primary side and removing the decay heat. As the PAFS completely replaces the conventional AFWS, it is required to verify the cooling capacity of PAFS for the core damage frequency(CDF) evaluation. For this reason, this paper discusses the cooling performance of the PAFS during transient accidents. The test case and scenarios were picked from the result of the sensitivity analysis in APR+ Probabilistic Safety Assessment(PSA). The analysis was performed by the best estimate thermal-hydraulic code, RELAP5/.MOD3.3. This study shows that the plant maintains the stable state without the core damages under the given test scenarios. The results of PSA considering this analysis' results shows that the CDF values are decreased. The analysis results can be used for more realistic and accurate performance of a PSA.

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