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학술저널
저자정보
J. Ricardo Tavares de Sousa (KEPCO International Nuclear Graduate School) Aya Diab (KEPCO International Nuclear Graduate School)
저널정보
한국전산유체공학회 한국전산유체공학회지 한국전산유체공학회지 제24권 제4호
발행연도
2019.12
수록면
60 - 68 (9page)
DOI
10.6112/kscfe.2019.24.4.060

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In the wake of Fukushima Dai-ichi NPP accident, the diverse and flexible coping strategies (FLEX) have been proposed for advanced nuclear reactors to enhance the coping capability of extended station blackout. In this work, the uncertainty analysis is performed to analyze a station blackout for APR1400 nuclear reactor by calculating the key parameters and quantifying the safety margin. APR1400 model was generated using MARS-KS thermal-hydraulic code. 16 uncertain parameters were identified and an uncertainty analysis framework was developed by coupling MARS-KS and Dakota statistical tool. Afterwards, a sensitivity analysis is conducted with core exit temperature and peak cladding temperature selected as safety parameters. For the sensitivity analysis, the accident was split into two phases: before and after the alignment of the FLEX equipment. The major contributors to a higher core exit temperature are: initial pressurizer pressure, initial secondary pressure, reactor power, SIT inventory and SIT temperature. A high safety margin is quantified which demonstrates the robustness of the emergency procedures which contemplates the use of FLEX equipment and TDAFWP to cope with 72 hours of station blackout.
#Uncertainty Analysis #extended SBO #MARS Code #Dakota #FLEX #TDAFWP

목차

1. Introduction
2. Methodology
3. Results
4. Conclusion
References

참고문헌 (14)

참고문헌 신청
2013, Kang, K.H., Song, C.H., Chung, B.D., Kim, K.D., Lee, S.W., Choi, K.Y., Yun, B.J., Jeong, J.J., Bang, S., Ryu, Y.H., Kim, H.G., Choi, C.J., Ban, C.H. and Sim, S.K., Development of a Phenomena Identification ranking Table (PIRT) for a Station Blackout (SBO) Accident of the APR1400, Transaction of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting, Gyeongju. google schola 2017, Kozmenkov, Y., Jobst, M., Kliem, S., Schaefer, F. and Wilhelm, P., Statistical analysis of the early phase of SBO accidents for PWR, Nuclear Engineering and Design, pp.131-141. google schola 2014, Lee, S.W., Chung, B.D., Bang, Y.-S. and Bae, S.W., Analysis of Uncertainty Quantification Method by Comparing Monte-Carlo Method and Wilks' Formula, Nuclear Engineering and Technology, pp.481-488. google schola 2014, Lee, S.W., Hong, T.-H., Lee, Y.-S. and Kim, H.-T., Extended Station Blackout Coping Capabilities of APR1400, Science and Technology of Nuclear Installations, ID 980418. google schola 2010, NEA., Core Exit Temperature (CET) Effectiveness in Accident Management of Nuclear Power Reactor. ID JT03293388. google schola

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