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저자정보
김상호 (한국원자력연구원) 함재현 (한국원자력연구원) 이병희 (한국원자력연구원) 김성일 (한국원자력연구원) 김환열 (한국원자력연구원) 박래준 (한국원자력연구원) 정재훈 (한국원자력연구원)
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제54권 제12호
발행연도
2022.12
수록면
4,551 - 4,559 (9page)
DOI
10.1016/j.net.2022.07.030

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The aim of this research is to analyze the characteristics of a core melt discharged from the reactor vessel and the spreading behavior the core melt in the reactor cavity of the SMART. First, a severe accident sequence under conservative conditions is simulated by the MELCOR code to obtain the conditions for an analysis of the spreading behavior and coolability of the ex-vessel melt. Second, the spreading behavior and coolability of the ex-vessel melt are analyzed by the MELTSPREAD code. The level, temperature, and pressure of the water in the cavity as well as the temperature, mass, composition, and discharge velocity of the melt were utilized to construct the ex-vessel analysis. The melt spread only to part of the cavity, and that the height of the corium in a static state was less than 25 cm. The characteristics of a small modular reactor on the spreading behavior and coolability of melt were analyzed. In the SMART, the amount of melt discharged into the cavity is relatively small and the area of the cavity is sufficiently large when compared to a high-power pressurized water reactor. It was found that the coolability of an exvessel core melt can be sufficiently secured.
#Severe accident #Molten core #Corium #SMART #MELCOR #MELTSPREAD #MCCI

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