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논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
유선오 (Korea Institute of Nuclear Safety) 이경원 (Korea Institute of Nuclear Safety) 백경록 (Korea Institute of Nuclear Safety) 김만웅 (Korea Institute of Nuclear Safety)
저널정보
한국압력기기공학회 한국압력기기공학회 논문집 한국압력기기공학회 논문집 제17권 제1호
발행연도
2021.6
수록면
18 - 27 (10page)

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This study aims to develop an improved evaluation technology for assessing CANDU-6 safety. For this purpose, the multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout (SBO) in a CANDU-6 plant was selected as a hypothetical event scenario and the analysis model to evaluate the plant responses was envisioned into the MARS-KS input model. The model includes logic models for controlling the pressure and inventory of the primary heat transport system (PHTS) decreasing due to the u-tubes’ rupture, as well as the main features of PHTS with a simplified model for the horizontal fuel channels, the secondary heat transport system including the shell side of steam generators, feedwater and main steam line, and moderator system. A steady state condition was successfully achieved to confirm the stable convergence of the key parameters. Until the turbine trip, the fuel channels were adequately cooled by forced circulation of coolant and supply of main feedwater. However, due to the continuous reduction of PHTS pressure and inventory, the reactor and turbine were shut down and the thermal-hydraulic behaviors between intact and broken loops got asymmetric. Furthermore, as the conditions of low-flow coolant and high void fraction in the broken loop persisted, leading to degradation of decay heat removal, it was evaluated that the peak cladding temperature (PCT) exceeded the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy for transient conditions with multiple events.
#CANDU-6 (중수로) #SGTR (증기발생기 전열관 파단) #Station Blackout (교류전원 완전상실) #multiple events (다중 사건) #MARS-KS code (MARS-KS 코드)

목차

ABSTRACT
1. 서론
2. 수치해석 방법
3. 수치해석 결과
4. 결론
참고문헌

참고문헌 (9)

참고문헌 신청
USNRC / 2018 / Consequential SGTR Analysis for Westinghouse and Combustion Engineering Plants with Thermally Treated Alloy 600 and 690 Steam Generator Tubes google schola KHNP / 2020 / Final Safety Assessment Report of Wolsong 3,4 units / Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd google schola IAEA / 2015 / The Fukushima Daiichi Accident / International Atomic Energy Agency google schola Kwang-Il Ahn / 2021 / Estimation of fission product source terms for the SGTR accident of a reference PWR plant using MELCOR and MAAP5 / Nuclear Engineering and Design 371:110967 Crossref Chul-Kyu Lim / 2020 / Best-estimate analysis for a MSGTR accident of CANDU-6 plants using the MAAP-ISAAC code / Nuclear Engineering and Design 359:110452 Crossref

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