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학술저널
저자정보
강형석 (한국원자력연구원) 김성일 (한국원자력연구원) 하광순 (한국원자력연구원)
저널정보
한국전산유체공학회 한국전산유체공학회지 한국전산유체공학회지 제26권 제3호
발행연도
2021.9
수록면
1 - 10 (10page)
DOI
10.6112/kscfe.2021.26.3.001

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We performed a 3-dimensional CFD analysis of a natural convective flow in the steam generator (SG) inlet plenum of an optimized power reactor 1000 MWe (OPR1000) to generate input parameters of the MELCOR code, a 1-dimensional lumped parameter code, which will be used in analyzing the temperature induced steam generator tube rupture (TI-SGTR) accident. The input parameters used in the MELCOR calculation will account for a 3-dimensional effect in the natural convective flow in the SG inlet plenum. To produce a credible CFD analysis result, we first established a CFD analysis methodology, which is developed from validation analyses against the steam generator design data of the OPR1000 and the Westinghouse 1/7 scaled-down test data, for the thermal mixing flow calculation between the SG and the reactor pressure vessel in the OPR1000. Though this CFD analysis, we produced the MELCOR input parameters, the recirculation ratio 1.96, thermal mixing fraction 0.79, discharge coefficient 0.13, and hot tube fraction 0.40, with an error range of approximately 10% to 25%. The input parameters will be used in the MELCOR analysis to evaluate a radioactive material release from broken SG tubes during the TI-SGTR accident.
#고온 유발 증기발생기 전열관 파단사고(Temperature-Induced Steam Generator Tube Rupture Accident) #자연대류유동(Natural Convection Flow) #대향류(Counter-Current Flow) #증기발생기(Steam Generator)

목차

1. 서론
2. 증기발생기 CFD 모델 검증해석
3. 증기발생기 해석방법론 검증해석
4. OPR1000 증기발생기 입구플레넘 해석
5. 결론
References

참고문헌 (13)

참고문헌 신청
2016, "Amendment of Regulation and Notification for Technical Standard Regarding a Nuclear Facility," Nuclear Safety and Security Commission. google schola 2018, Sancaktar, S., Salay, M., Iyengar, R., Azarm, A. and Majumdar, S., "Consequential SGTR Analysis for Westinghouse and Combustion Engineering Plants with Thermally Treated Alloy 600 and 690 Steam Generator," Technical Report, NUREG-2195, U.S.NRC. google schola 2019, Kim, S.I., Kang, H.S., Kim, S.B., Na, Y.S., Ryu, E.H., Park, R.J., Song, J.H. and Hong, S.W., "Evaluation of Steam Generator Tube Rupture Accident Sequence," Technical Report, NUREG/CR-6119, U.S.NRC. google schola 2005, Gauntt, R.O., Cash. J.E., Cole, R.K., Erickson, C.M., Humphries, L.L., Rodriguez, S.B. and Young, M.F., "MELCOR Computer Code Manuals," Technical Report, NUREG/CR-6119, U.S.NRC. google schola 1993, Stewart, W.A., Pieczynski, A.T. and Srinivas, V., "Natural Circulation Experiments for PWR High-Pressures Accident," Technical Report, TR-102815, EPRI. google schola

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