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International Journal of Safety v.3 no.1, 2004년, pp.53 - 58  

A Safety Analysis of a Steam Generator Module Pipe Break for the SMART-P

Kim Hee Kyung    (Korea Atomic Energy Research Institute   ); Chung Young-Jong    (Korea Atomic Energy Research Institute   ); Yang Soo-Hyung    (Korea Atomic Energy Research Institute   ); Kim Hee-Cheol    (Korea Atomic Energy Research Institute   ); Zee Sung-Quun    (Korea Atomic Energy Research Institute  );
  • 초록

    SMART-P is a promising advanced small and medium category nuclear power reactor. It is an integral type reactor with a sensible mixture of new innovative design features and proven technologies aimed at achieving a highly enhanced safety and improved economics. The enhancement of the safety and reliability is realized by incorporating inherent safety improving features and reliable passive safety systems. The improvement in the economics is achieved through a system simplification, and component modularization. Preliminary safety analyses on selected limiting accidents confirm that the inherent safety improving design characteristics and the safety system of SMART-P ensure the reactor's safety. SMART-P is an advanced integral pressurized water reactor. The purpose of this study is for the safety analysis of the steam generator module pipe break for the SMART-P. The integrity of the fuel rod is the major criteria of this analysis. As a result of this analysis, the safety of the RCS and the secondary system is guaranteed against the module pipe break of a steam generator of the SMART-P.


  • 주제어

    SMART-P .   integral reactor .   safety analysis .   module pipe break.  

  • 참고문헌 (8)

    1. H.K. Kim, SMP65-SA-ST520-03, 'An analysis of a Steam Generator Module Pipe Break for the SMART-P', KAERI, 2004 
    2. H.Y. Yoon, et al., 'Thermal Hydraulic Model Descnp-tion of TASS/SMR', KAERLTR-1835/2001, 2001 
    3. H.K. Kim, SMP65-SA-ST520-02, 'An analysis of a Steam Generator Tube Rupture for the SMART-P',KAERI, 2004 
    4. Proposed ANS standard, 'Decay Energy Release RateFollowing Shutdown of Uranium-Fueled Thermal Reactors', Oct. 1971 
    5. S.K. Sim, et al., 'TASS Code Topical Report', KAERI/TR-845/97, 1996 
    6. S.Y. Ryu, SMP65-FS-SD310, Rev 00, 'SMART-P NSSS Design', KAERI, 2002 
    7. Y.J. Chung, SMP65-SA-03008, 'SMART-P SRDBE', 2003 
    8. S.H. Kim, et al., 'Design vehfication program of SMART', Proc. of GENES4/ANP2003, Kyoto, Japan, Sep. 15-19, 2003 

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    1. 1994 "CATHARE2와 RELAP5/MOD3를 이용한 BETHSY 6.2 TC 소형 냉각재상실사고 실험결과의 해석" Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 26 (1): 126~139    
    2. 1998 "층류유동에서 사각실린더 주위의 와류쉐딩과 공진현상에 관한 수치해석적 연구" 大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. B. B 22 (5): 573~583    
    3. 1998 "Analysis of Reflux Cooling in the SG U-Tubes Under Loss of RHRS During Midloop Operation with Primary System Partly Open" Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 30 (2): 112~127    
    4. 2001 "Post Test Analysis to Natural Circulation Experiment on the BETHSY Facility Using the MARS 1.4 Code" Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 33 (6): 638~651    
    5. 2005 "SMART 연구로의 증기발생기 전열관 파열사고 민감도 분석" 한국안전학회지 = Journal of the Korean Society of Safety 20 (2): 32~37    
    6. 2008 "중소형 일체형원자로 SMART 안전해석" 전산 구조 공학 = Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea 21 (2): 41~45    
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