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학술저널
저자정보
양종인 (한국원자력연구원) 손홍현 (한국원자력연구원) 이용재 (한국원자력연구원) 신도영 (한국원자력연구원) 김태진 (한국원자력연구원) 최성수 (한국원자력연구원)
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제55권 제6호
발행연도
2023.6
수록면
1,974 - 1,987 (14page)
DOI
10.1016/j.net.2023.02.023

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The load-following operation of small modular reactors (SMRs) requires accurate prediction of transient behaviors that can occur in the balance of plants (BOP) and the nuclear steam supply system (NSSS). However, 1-D thermal-hydraulics analysis codes developed for safety and performance analysis have conventionally excluded the BOP from the simulation by assuming ideal boundary conditions for the main steam and feed water (MS/FW) systems, i.e., an open loop. In this study, we introduced a lumped model of BOP fluid system and coupled it with NSSS without any ideal boundary conditions, i.e., in a closed loop. Various methods for coupling boundary conditions at MS/FW were tested to validate their combination in terms of minimizing numerical instability, which mainly arises from the coupled boundaries. The method exhibiting the best performance was selected and applied to a transient simulation of an integrated NSSS and BOP system of a SMART. For a transient event with core power change of 100e20-100%, the simulation exhibited numerical stability throughout the system without any significant perturbation of thermal-hydraulic parameters. Thus, the introduced boundary-condition coupling method and BOP fluid system model can expectedly be employed for the transient simula tion and performance analysis of SMRs requiring daily load-following operations
#Dynamic simulation #Boundary condition coupling #Small modular reactor (SMR) #Balance of plant (BOP) #TASS/SMR-S code

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