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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제45권 제5호
발행연도
2013.1
수록면
589 - 596 (8page)

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In a pressurized heavy water reactor, following loss of the primary coolant, severe core damage would begin with the depletion of the liquid moderator, exposing the top row of internally-voided fuel channels to steam cooling conditions on the inside and outside. The uncovered fuel channels would heat up, deform and disassemble into core debris. Large inventories of water passively reduce the rate of progression of the accident, prolonging the time for complete loss of engineered heat sinks. The efficacy of available backup and ultimate heat sinks, available in a CANDU 6 reactor, in mitigating the consequences of a prolonged station blackout scenario was analysed using the MAAP4-CANDU code. The analysis indicated that the steam generator secondary side water inventory is the most effective heat sink during the accident. Additional heat sinks such as the primary coolant, moderator, calandria vault water and end shield water are also able to remove decay heat; however, a gradually increasing mismatch between heat generation and heat removal occurs over the course of the postulated event. This mismatch is equivalent to an additional water inventory estimated to be 350,000 kg at the time of calandria vessel failure. In the Enhanced CANDU 6 reactor ~2,040,000 kg of water in the reserve water tank is available for prolonged emergencies requiring heat sinks.
#Pressurized Heavy Water Reactors #Heat Sinks #Ultimate Heat Sink #CANDU Reactors #Station Blackout #MAAP4-CANDU

목차

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참고문헌 (8)

참고문헌 신청
/ 1998 / MAAP4-CANDU ? Modular Accident Analysis Program for CANDU Power Plant. Volumes 1-3 / Fauske and Associates, Inc. and OPG Inc. google schola CANDU 6 Program Team / 2005 / CANDU 6 Technical Summary / Reactor Development Business Unit, Atomic Energy of Canada Limite google schola Mathew, P.M. / 2007 / An Overview of MAAP4-CANDU Code / 28th Annual Conference of the Canadian Nuclear Society google schola Meneley, D. A. / 1996 / Coolability of Severely Degraded CANDU Cores google schola Petoukhov, S.M. / 2006 / Status of MAAP4- CANDU Code Development and Simulations of Severe Core Damage Accidents for a Generic CANDU 6 Plant / Technical Meeting on Severe Accident google schola

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