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자료유형
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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제48권 제1호
발행연도
2016.1
수록면
236 - 245 (10page)

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In a reactor coolant system of a nuclear power plant (NPP), an overpressure protectionsystem keeps pressure in the loop within 110% of design pressure. However if the systemdoes not work properly, pressure in the loop could elevate hugely in a short time. It wouldbe seriously disastrous if a weak point in the pressure boundary component bursts andreleases radioactive material within the containment; and it may lead to a leak outside thecontainment. In this study, a gross deformation that leads to a burst of pressure boundarycomponents was investigated. Major components in the primary pressure boundary that isstructurally important were selected based on structural mechanics, then, they were usedto study the burst pressure of components by finite element method (FEM) analysis and bynumber of closed forms of theoretical relations. The burst pressure was also used as ametric of design optimization. It revealed which component was the weakest and whichcomponent had the highest margin to bursting failure. This information is valuable insevere accident progression prediction. The burst pressures of APR-1400, AP1000 andVVER-1000 reactor coolant systems were evaluated and compared to give relative marginsof safety
#Burst Pressure #Burst Pressure of PWR RCS #PWR RCS Pressure Limit #RCS Integrity #VVER-1000 Burst Pressure

목차

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참고문헌 (13)

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T. Christopher / 2002 / A comprehensive study on failure pressure estimations of unflawed cylindrical vessels / Int. J. Pressure Vessels and Piping 79:53~66 google schola M. Law / 2007 / Prediction of failure strain and burst pressure in high yield-to-tensil strength ratio linepipe / Int. J. Pressure Vessels and Piping 84:487~492 google schola X.K. Zhu / 2012 / Evaluation of burst pressure prediction model for line pipes / Int. J. Pressure Vessels and Piping 89:85~97 google schola APR-1400 Design Control Document / 2013 / Korea, Korea Hydro and Nuclear Power google schola B. Ivanov / 2002 / VVER-1000 coolant transient benchmark, NEA/NSC/Doc(2002)6 / Organization for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency google schola

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