Numerical prediction of transient hydraulic loads acting on PWR steam generator tubes and supports during blowdown following a feedwater line break

조종철; 정재준; 윤병조; 김종갑

doi:https://doi.org/10.1016/j.net.2020.06.020

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저자정보: 조종철 (부산대학교) 정재준 (부산대학교) 윤병조 (부산대학교) 김종갑 (한국원자력안전기술원)

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제53권 제1호

발행연도: 2021.1

수록면: 322 - 336 (15page)

DOI: https://doi.org/10.1016/j.net.2020.06.020

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This paper presents a numerical prediction of the transient hydraulic loads acting on the tubes andexternal supports of a pressurized water reactor (PWR) steam generator (SG) during blowdown followinga sudden feedwater line break (FWLB). A simplified SG model was used to easily demonstrate the prediction. The blowdown discharge flow was treated as a flashing flow to realistically simulate the transientflow fields inside the SG and the connected broken feedwater pipe. The effects of the SG initialpressure or the broken feedwater pipe length on the intensities or magnitudes of transient hydraulicloads were investigated. Then predictions of the decompression pressure wave-induced impulsivepressure differential loads on SG tubes and the transient blowdown loads on SG external supports weredemonstrated and the general aspects of transient responses of such transient hydraulic loads to theFWLB were discussed.

#Feedwater line break #Steam generator tube #Blowdown #Decompression pressure wave #Transient hydraulic loads #Impulsive pressure differential

참고문헌 (13)

참고문헌 신청

United States Nuclear Regulatory Commission / 2014 / NUREG-0800, Standard Review Plan, 3.9.3 ASME Code Class 1, 2, and 3 Component, Supports, and Core Support Structures / USNRC

United States Nuclear Regulatory Commission / 1980 / NUREG-0484, Methodology for Combining Dynamic Responses / USNRC

United States Nuclear Regulatory Commission / 1976 / Regulatory Guide-1.121, Bases for Plugging Degraded PWR Steam Generator Tubes / USNRC

P. Saha / 1993 / Numerical simulation of pressure wave time history inside a steam generator in the event of main steam line break and feedwater line break transients, transient phenomena in nuclear reactor systems, ASME HTD 245/NE 11 :131~140

K. H. Kang / 2011 / Experimental study on the blowdown load during the steam generator feedwater line break accident in the evolutionary pressurized water reactor / Ann. Nucl. Energy 38:953~963

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