ROSA/LSTF Test and RELAP5 Analyses on PWR Cold Leg Small-Break LOCA with Accident Management Measure and PKL Counterpart Test

Takeshi Takeda; Iwao Ohtsu

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자료유형: 학술저널

저자정보: Takeshi Takeda Iwao Ohtsu

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제49권 제5호

발행연도: 2017.1

수록면: 928 - 940 (13page)

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An experiment using the Primӓrkreislӓufe Versuchsanlage (PKL) was performed for the OECD/NEA PKL-3Project as a counterpart to a previous test with the large-scale test facility (LSTF) on a cold leg smallbreakloss-of-coolant accident with an accident management (AM) measure in a pressurized waterreactor. Concerning the AM measure, the rate of steam generator (SG) secondary-side depressurizationwas controlled to achieve a primary depressurization rate of 200 K/h as a common test condition;however, the onset timings of the SG depressurization were different from each other. In both tests, rapidrecovery started in the core collapsed liquid level after loop seal clearing, which caused whole corequench. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for the core collapsed liquidlevel, the cladding surface temperature, and the primary pressure. The RELAP5/MOD3.3 code predictedthe overall trends of the major thermal-hydraulic responses observed in the LSTF test well, and indicateda remaining problem in the prediction of primary coolant distribution. Results of uncertainty analysis forthe LSTF test clarified the influences of the combination of multiple uncertain parameters on peakcladding temperature within the defined uncertain ranges.

#Counterpart Test #Loss-of-Coolant Accident #Pressurized Water Reactor #Prim?rkreisl?ufe Versuchsanlage #RELAP5 Code #Rig of Safety Assessment/Large-Scale Test #Facility

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B. E. Boyack / 2000 / Validation test matrix for the consolidated TRAC (TRAC-M) code / Proceedings of International Meeting on Best Estimate Methods in Nuclear Installation Safety

D. W. Sallet / 1984 / Thermal hydraulics of valves for nuclear applications / Nucl. Sci. Eng 88 : 220 ~ 244

F. Mascari / 2015 / Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool / Proce

F. W. Dittus / 1985 / Heat transfer in automobile radiators of the tubular type / Int. Comm. Heat Mass

G. E. Wilson / 1998 / The role of the PIRT process in experiments, code development and code applications associated with reactor safety analysis / Nucl. Eng. Des 186 : 23 ~

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