Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has operated an integral effect test facility, the Advanced Thermal-Hydraulic Test Loop for Accident Simulation (ATLAS), with reference to the APR1400 (Advanced Power Reactor 1400) for tests for transient and design basis accidents simulation. A test for a loss of coolant accident (LOCA) at the top of the reactor pressure vessel (RPV) had been conducted at ATLAS to address the impact of the loss of safety injections (LSI) and to evaluate accident management (AM) actions during the postulated accident. The experimental data has been utilized to validate system analysis codes within a framework of the domestic standard problem program organized by KAERI in collaboration with Korea Institute of Nuclear Safety. In this study, the test has been analyzed by using thermal-hydraulic system analysis codes, MARS-KS 1.5 and TRACE 5.0 Patch 6, and a comparative analysis with experimental and calculation results has been performed. The main objective of this study is the investigation of the thermal-hydraulic phenomena during a small break LOCA at the RPV upper head with the LSI as well as the predictability of the system analysis codes after the AM actions during the test. The results from both codes reveal that overall physical behaviors during the accident are predicted by the codes, appropriately, including the excursion of the peak cladding temperature because of the LSI. It is also confirmed that the core integrity is maintained with the proposed AM action. Considering the break location, a sensitivity analysis for the nodalization of the upper head has been conducted. The sensitivity analysis indicates that the nodalization gave a significant impact on the analysis result. The result emphasizes the importance of the nodalization which should be performed with a consideration of the physical phenomena occurs during the transient.
In terms of an accident management, the cases causing severe core damage need to be analyzed and arranged systematically for an easy access to the results since the Three Mile Island (TMI) accident. The objectives of this paper are to explain how to identify the plant response and cope with its vulnerabilities using the probabilistic safety assessment (PSA) quantified results and severe accident database SARDB(Severe Accident Risk Data Bank) based on sequences analysis results. Although PSA has been performed for the Korean Standard Power Plants (KSNPs), and that it considered the necessary sequences for an assessment of the containment integrity. The developed Database (DB) system includes a graphical display for a plant and equipment status, previous research results by a knowledge-based technique, and the expected plant behaviour. The plant model used in this paper is oriented to the cases of loss of coolant accident (LOCA) is be used as a training simulator for a severe accident management.
An effectiveness of thermal utilization of a dousing system in the 600 MW PHWR Nuclear Power Plant has been evaluated. The behavior and conditions of water droplet sprayed in a postulated accident conditions in containment configuration has been calculated. In this calculation, two pressure conditions with the consideration of obstruction area and containment wall effect has been established : one being the minimum containment pressure of 7 kPa(g) encountered for dousing shut off and the other being the containment design pressure 124 kPa(g). The results revealed that the effectiveness of the thermal utilization ranges from 93% to 97%. In the analysis on two cases without/with side wall effect in the containment building, the thermal utilization decreases with obstruction area from 89% to 85%, which satisfies the design criteria set for the containment pressure against the accident condition.
Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
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2005.04a
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pp.183-189
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2005
Nuclear containment structure is the last barrier for being secure from any nuclear power plant accident. Even though the safety requirements of nuclear power plant have been focused on removing accidental situations, nuclear containment structure must reserve the sufficient resisting capacity to any accident because it works as the last barrier. The acceptable nuclear containment structure makes possible to limit the effect of internal accidents and to avoid radioactive release. In this study, to conduct the numerical analysis for the structural safety of a containment structure, loss of coolant accident (LOCA) is considered as the basic accidental load, and Wolsong containment structure is considered as a target structure. The CANDU containment structure, such as Wolsong containment structure, is a prestressed concrete shell structure which has dome and is reinforced with bonded tendons. The evaluation of ultimate pressure capacity was conducted by nonlinear analysis of a prestressed concrete containment structure.
Kim, Jae-Cheol;Park, Rae-Joon;Cho, Young-Rho;Kim, Sang-Baik;Kim, Sin;Ha, Kwang-Soon
Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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v.31
no.5
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pp.482-490
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2007
When a molten corium is relocated in a lower head of a reactor vessel, the ERVC (External Reactor Vessel Cooling) system is actuated as coolant is supplied into a reactor cavity to remove a decay heat from the molten corium during a severe accident. To achieve this severe accident mitigation strategy, the two-phase natural circulation flow in the annular gap between the external reactor vessel and the insulation should be formed sufficiently by designing the coolant inlet/outlet area and gap size adequately on the insulation device. For this reason, one-dimensional natural circulation flow tests and the simple analysis were conducted to estimate the natural circulation flow under the ERVC condition of APR1400. The experimental facility is one-dimensional and scaled down as the half height and 1/238 channel area of the APR1400 reactor vessel. The calculated circulation flow rate was similar to experimental ones within about ${\pm}$15% error bounds and depended on the form loss due to the inlet/outlet area.
A sodium-cooled fast reactor (SFR) core has a potential of prompt criticality due to a change of core material distribution during a severe accident, and the resultant energy release has been one of the safety issues of SFRs. In this study, the safety assessment of an unprotected loss-of-flow (ULOF) in a small SFR (SSFR) has been performed using the SIMMER-IV computer code, which couples the models of space- and time-dependent neutronics and multi-component, multi-field thermal hydraulics in three dimensions. The code, therefore, is applicable to the simulations of transient behaviors of extended disrupted core material motion and its reactivity effects during the transition phase (TP) of ULOF, including a potential of prompt-criticality power excursions driven by fuel compaction. Several conservative assumptions are used in the TP analysis by SIMMER-IV. It was found out that one of the important mechanisms that drives the reactivity-inserting fuel motion was sodium vapor pressure resulted from a fuel-coolant interaction (FCI), which itself was non-energetic local phenomenon. The uncertainties relating to FCI is also evaluated in much conservative way in the sensitivity analysis. From this study, the ULOF characteristics in an SSFR have been understood. Occurrence of recriticality events under conservative assumptions are plausible, but their energy releases are limited.
This report documents the results of an at-power internal events Level 1 Probabilistic Safety Assessment (PSA) for a Korea research reactor (KRR). The aim of the study is to determine the accident sequences, construct an internal level 1 PSA model, and estimate the core damage frequency (CDF). The accident quantification is performed using the AIMS-PSA software version 1.2c along with a fault tree reliability evaluation expert (FTREX) quantification engine. The KRR PSA model is quantified using a cut-off value of 1.0E-15/yr to eliminate the non-effective minimal cut sets (MCSs). The final result indicates a point estimate of 4.55E-06/yr for the overall CDF attributable to internal initiating events in the core damage state for the KRR. Loss of Electric Power (LOEP) is the predominant contributor to the total CDF via a single initiating event (3.68E-6/yr), providing 80.9% of the CDF. The second largest contributor is the beam tube loss of coolant accident (LOCA), which accounts for 9.9% (4.49E-07/yr) of the CDF.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1997.10a
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pp.469-474
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1997
To provide tile information ell severe accident progression is very important for advanced or new type of nuclear power plant (NPP) design. A parametric study, therefore was performed to investigate the effect of thermal hydraulic design parameters ell severe accident progression of pressurized water reactors (PWRs), Nine parameters, which are considered important in NPP design or severe accident progression, were selected among the various thermal hydraulic design parameters. The backpropagation neural network (BPN) was used to determine parameters, which might more strongly affect the severe accident progression, among mile parameters. For training. different input patterns were generated by the latin hypercube sampling (LHS) technique and then different target patterns that contain core uncovery time and vessel failure time were obtained for Young Gwang Nuclear (YGN) Units 3&4 using modular accident analysis program (MAAP) 3.0B code. Three different severe accident scenarios, such as two loss of coolant accidents (LOCAs) and station blackout(SBO), were considered in this analysis. Results indicated that design parameters related to refueling water storage tank (RWST), accumulator and steam generator (S/G) have more dominant effects on the progression of severe accidents investigated, compared to tile other six parameters.
Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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2003.05a
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pp.371-376
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2003
원자력 발전소에서 격납건물 계통의 건전성 유지는 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident: LOCA) 및 주증기관 파단(Main Steam Line Break : MSLB) 사고와 같은 설계기준사고 시 격납건물의 최대 온도/압력을 평가하는 격납건물 성능 평가는 격납용기 내에 방사능 물질을 효율적으로 가두어 방사능 피해로부터 공공의 안전을 확보할 수 있느냐 하는 관건이다.(중략)
Kang Hyung Seok;Yoon Juhyeon;Kim Hwan Yeol;Cho Bong Hyun;Lee Doo Jeong
한국전산유체공학회:학술대회논문집
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1998.05a
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pp.75-81
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1998
A new advanced integral reactor of 330 MWt capacity named SMART(System-integrated Modular Advanced ReacTor) is currently under development at KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute). One of the major design features of the integral reactor is locating the steam generators(SG) inside reactor vessel and eliminating the possibility of LB LOCA(large Break Loss of Coolant Accident). Orifices are fitted at the low part of steam generator cassette to stabilize and balance coolant flow distribution in the MCP (Main Circulation Pump) pressure header. A sensitivity analysis is conducted to determine the optimum orifice size using computer code 'CFX'.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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