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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2022.9
- 수록면
- 26 - 34 (9page)
- DOI
- 10.6112/kscfe.2022.27.3.026
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A passive containment cooling system (PCCS) has been designed to effectively remove the energy released to a containment by using condensation heat during a loss of coolant accident (LOCA) in a nuclear reactor. During the past few years, thermal-hydraulic performance of the PCCS has been analyzed using system scale codes, MARS and GOTHIC codes. In this work, thermal-hydraulic performance of the PCCS was analyzed again using the MARS-CUPID coupled code, which is a combinded code of the system scale and component scale, respectively. For a more realistic simulation, we modified Uchida correlation to take into account the effect of pressure in the MARS-CUPID coupled code. The simulation result showed the peak pressure of 4.31 bar, which is similar to the peak pressure obtained using the GOTHIC code. In this study, thermal-hydraulic performance of the PCCS considering uncertainty parameters, such as mass&energy release, heat transfer coefficient, and heat sink area, is also discussed.
목차
1. 서론
2. MARS-CUPID 연계코드와 연계계산 방법
3. 피동원자로계통 열수력 거동 분석
4. 결론
References
참고문헌 (19)
참고문헌 신청
2001, KAIST NQe "Japan's Fukushima Nuclear Accident: Progress, Impact and Lessons," KAIST.
2015, Bae, S.H., Ha, T.W., Jeong, J.J., Yun, B.J., Jerng, D.W. and Kim, H.G., "Preliminary analysis of the thermal-hydraulic performance of a passive containment cooling system using the MARS-KS1. 3 code," Journal of Energy Engineering, Vol.24, No.3, pp.96-108.
1997, Lee, S.W., Baek, W.P. and Chang, S.H., "Assessment of Passive Containment Cooling Concepts for Advanced Pressurized Water Reactors," Annals of Nuclear Energy, Vol.2, No.6, pp.467-475.
2000, Byun, C.S., Jerng, D.W. and Todreas, N.E., "Conceptual Design and Analysis of a Semi-passive Containment Cooling System for a Large Concrete Containment," Nuclear Engineering and Design, Vol.199, pp.227-242.
2000, Juhn, P.E., Kupitz, J. and Cleveland, J., "IAEA Activities on Passive Safety Systems and Overview of International Development," Nuclear Engineering and Design, Vol.201, pp.41-59.
2015, Bae, S.H., Ha, T.W., Jeong, J.J., Yun, B.J., Jerng, D.W. and Kim, H.G., "Preliminary analysis of the thermal-hydraulic performance of a passive containment cooling system using the MARS-KS1. 3 code," Journal of Energy Engineering, Vol.24, No.3, pp.96-108.
1997, Lee, S.W., Baek, W.P. and Chang, S.H., "Assessment of Passive Containment Cooling Concepts for Advanced Pressurized Water Reactors," Annals of Nuclear Energy, Vol.2, No.6, pp.467-475.
2000, Byun, C.S., Jerng, D.W. and Todreas, N.E., "Conceptual Design and Analysis of a Semi-passive Containment Cooling System for a Large Concrete Containment," Nuclear Engineering and Design, Vol.199, pp.227-242.
2000, Juhn, P.E., Kupitz, J. and Cleveland, J., "IAEA Activities on Passive Safety Systems and Overview of International Development," Nuclear Engineering and Design, Vol.201, pp.41-59.
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