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학술저널
저자정보
강석훈 (한국원자력연구원) Adrian Tentner (Argonne National Lab)
저널정보
한국전산유체공학회 한국전산유체공학회지 한국전산유체공학회지 제26권 제1호
발행연도
2021.3
수록면
25 - 32 (8page)
DOI
10.6112/kscfe.2021.26.1.025

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The inherent safety characteristics of the metal fuel core sodium-cooled fast reactor (SFR) are investigated using the SAS4A metal fuel version code, originally developed for the analysis of postulated severe accidents in oxide fuel SFR and significantly extended to allow the mechanistic analysis of severe accidents in metallic fuel SFRs. The paper provides an overview of the SAS4A key metal fuel models and the safety characteristics of the metal fuels. The analysis is performed for a postulated unprotected fuel assembly inlet blockage accident in the metal fuel Prototype Gen-IV Sodium Fast Reactor (PGSFR). The evolution of local fuel components during the pre-transient irradiation, molten fuel relocation behavior inside and outside of cladding, and their impacts on reactivity and power history during the transient are numerically analyzed. The favorable characteristics of the metal fuel, significant decreases in reactivity and power due to favorable molten fuel relocation and the fuel thermo-physical property change, are analyzed in the results.
#소듐냉각고속로(SFR, Sodium-Cooled Fast Reactor) #금속연료(Metal Fuel) #SAS4A Code #중대사고(Severe Accident) #과도해석(Transient Analysis) #고유안전특성(Inherent Safety Characteristics)

목차

1. 서론
2. 금속연료 안전특성
3. SAS4A/SASSYS-1 코드 주요 모델
4. SAS4A/SASSYS-1 코드 중대사고 전산해석
5. 결론
References

참고문헌 (16)

참고문헌 신청
2002, Han, D.H. and Lee, Y.B., "KALIMER conceptual design report," KAERI/TR-2204/2002. google schola 2016, Kang, S.H., "Numerical analysis on the reactor core expansion and energy behaviors during CDA using underwater explosion theory," J. comput. Fluids Eng., Vol.21, No.3, Sep. google schola 2016, Yoo, J.W. and Lee, T.H., "Overall system description and safety characteristics of Prototype Gen IV Sodium Cooled Fast Reactor in Korea," Nucl. Eng. Technol., 48, 1059. google schola 2009, Kim, T. and Han, S.H., "Analysis of Accident Scenarios for the Development of Probabilistic Safety Assessment Model for the Metallic Fuel Sodium-Cooled Fast Reactor," KAERI/TR-3741/2009. google schola 1990, Bauer, T., Wright, A. and Robinson, W., "Behavior of modern metallic fuel in treat transient overpower tests," Nuclear Technology, V92. google schola

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