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논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
유선오 (Korea Institute of Nuclear Safety) 이경원 (Korea Institute of Nuclear Safety)
저널정보
한국압력기기공학회 한국압력기기공학회 논문집 한국압력기기공학회 논문집 제18권 제2호
발행연도
2022.12
수록면
37 - 42 (6page)

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An influence analysis on multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout is performed to compare the plant responses according to the number of ruptured u-tubes under the assumption of a total of 10 ruptured u-tubes. In all calculation cases, the transient behaviour of major thermal-hydraulic parameters, such as the discharge flow rate through the ruptured u-tubes, reactor header pressure, and void fraction in the fuel channels is found to be overall similar to that of the base case having a single SG with 10 u-tubes ruptured. Additionally, as the conditions of low-flow coolant with high void fraction in the broken loop continued, causing the degradation of decay heat removal, the peak cladding temperature (PCT) would be expected to exceed the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. However, despite the same total number of ruptured u-tubes, because of the different connection configuration between the SG and pressurizer, a difference is foud in time between the pressurizer low-level signal and reactor header low-pressure signal, affecting the time to trip the reactor and to reach the PCT limit. The present study is expected to provide the technical basis for the accident management strategy for mSGTR transient conditions of CANDU-6 plants.
#CANDU-6 (중수로) #SGTR (증기발생기 전열관 파단) #Multiple events (다중 사건) #Fuel channel integrity (핵연료채널 건전성) #MARS-KS code (MARS-KS 코드)

목차

ABSTRACT
1. 서론
2. 수치해석 모델링
3. 전산해석코드 결과
4. 결론
참고문헌

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