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자료유형
학술저널
저자정보
탁남일 (한국원자력연구원) 이정훈 (한국원자력연구원) 이성남 (한국원자력연구원) 조창근 (한국원자력연구원)
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제52권 제9호
발행연도
2020.9
수록면
1,974 - 1,982 (9page)
DOI
10.1016/j.net.2020.02.006

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Numerical prediction of fission product plateout and circulating coolant activities under normal operating conditions is crucial in the design of a high temperature gas-cooled reactor (HTGR). The results are used for the maintenance and repair of the components as well as the safety analysis regarding early source terms under loss of coolant accident scenarios. In this work, a new computer code named POSCA (Plate-Out Surface and Circulating Activities) was developed based on a one-dimensional model to evaluate fission product plateout and circulating coolant activities within the primary circuit of a HTGR. The verification and validation of study for the POSCA code was done using available analytical results and two in-pile experiments (i.e., OGL-1 and VAMPYR-1). The results of the POSCA calculations show that POSCA is able to simulate plateout and circulating coolant activities in a HTGR with fast computation and reasonable accuracy
#POSCA #Fission product plateout #Coolant activity #HTGR #Verification and validation

목차

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참고문헌 (22)

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N. Iniotakis / 1984 / Plate-out fission products and its effect on maintenance and repair / Nucl. Eng. Des 78:273~284 google schola K. Sawa / 1994 / A study of plateout fission product behavior during a large-scale pipe rupture accident in a hightemperature gas-cooled reactor / Nucl. Technol 106:265~273 google schola IAEA / 1997 / Fuel Performance and Fission Product Behaviour in Gas Cooled Reactor google schola D. Hanson / 2002 / Plateout Phenomena in Direct-Cycle High Temperature Gas-Cooled Reactors google schola M. P. Kissane / 2009 / A review of radionuclide behaviour in the primary system of a very-high-temperature reactor / Nucl. Eng. Des 239:3076~3091 google schola

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