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논문 기본 정보

자료유형
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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제49권 제7호
발행연도
2017.1
수록면
1,537 - 1,546 (10page)

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Many thermalehydraulic tests have been conducted at the Korea Atomic Energy Research Institute for verification of the SMART (System-integrated Modular Advanced ReacTor) design, the standard design approval of which was issued by the Korean regulatory body. In this paper, the contributions of these tests to the standard design approval of SMART are discussed. First, an integral effect test facility named VISTA-ITL (Experimental Verification by Integral Simulation of Transients and Accidents-Integral Test Loop) has been utilized to assess the TASS/SMR-S (Transient and Set-point Simulation/Small and Medium) safety analysis code and confirm its conservatism, to support standard design approval, and to construct a database for the SMART design optimization. In addition, many separate effect tests have been performed. The reactor internal flow test has been conducted using the SCOP (SMART COre flow distribution and Pressure drop test) facility to evaluate the reactor internal flow and pressure distributions. An ECC (Emergency Core Coolant) performance test has been carried out using the SWAT (SMART ECCWater Asymmetric Two-phase choking test) facility to evaluate the safety injection performance and to validate the thermalehydraulic model used in the safety analysis code. The Freon CHF (Critical Heat Flux) test has been performed using the FTHEL (Freon Thermal Hydraulic Experimental Loop) facility to construct a database from the 5 × 5 rod bundle Freon CHF tests and to evaluate the DNBR (Departure from Nucleate Boiling Ratio) model in the safety analysis and core design codes. These test results were used for standard design approval of SMART to verify its design bases, design tools, and analysis methodology.
#Design Licensing #Integral Effect Test #Separate Effect Test #SMART #Validation test

목차

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참고문헌 (18)

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Alexey Lokhov / 2013 / OECD/NEA Study on the Economics and Market of Small Reactors / Nuclear Engineering and Technology 45 (6) : 701 ~ 706 google schola B. D. Chung / 2005 / Development and Assessment of Multi-dimensional Flow Models in the ThermaleHydraulic System Analysis Code MARS google schola B. J. Yun / 2004 / Scaling for the ECC bypass phenomena during the LBLOCA reflood phase / Nucl. Eng. Des 231 : 315 ~ 325 google schola B. Y. Min / 2014 / Experimental verification on the integrity and performance of the passive residual heat removal system for SMART design with VISTA-ITL / Ann. Nucl. Energy google schola D. J. Euh / 2012 / A flow distribution of SMART reactor for a uniform pump flow / Korean Society of Mechanical Engineering Spring MeetingdThermal Engineering Part google schola

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