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SBLOCA AND LOFW EXPERIMENTS IN A SCALED-DOWN IET FACILITY OF REX-10 REACTOR 원문보기

Nuclear engineering and technology : an international journal of the Korean Nuclear Society, v.45 no.3, 2013년, pp.347 - 360  

Lee, Yeon-Gun (Institute for Nuclear Science and Technology, Jeju National University) ,  Park, Il-Woong (Department of Nuclear Engineering, Seoul National University) ,  Park, Goon-Cherl (Department of Nuclear Engineering, Seoul National University)

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

This paper presents an experimental investigation of the small-break loss-of-coolant accident (SBLOCA) and the loss-of-feedwater accident (LOFW) in a scaled integral test facility of REX-10. REX-10 is a small integral-type PWR in which the coolant flow is driven by natural circulation, and the RCS i...

주제어

#Integral PWR   #REX-10   #Integral Effect Test   #RTF (REX-10 Test Facility)   #SBLOCA   #LOFW   #Steam-gas Pressurizer  

참고문헌 (17)

  1. Y. G. Lee, J. W. Kim, and G. C. Park, "Development of a Thermal-hydraulic System Code, TAPINS, for 10 MW Regional Energy Reactor," Nucl. Eng. Des., 249, 364 (2012) 

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  2. S. M. Modro, P. North, and T. H. Chen, "LOFT Small Break Experiments," Nucl. Eng. Des., 102, 143 (1987) 

    상세보기 crossref

  3. D. Juhel and G. Briday, "BETHSY Test 6.2 TC 6-inch Cold Leg Side Break Comparative Test," Note SETh/LES/90-112, CEA (1990) 

  4. G. G. Loomis and J. E. Streit, "Quick Look Report for Semiscale Mod-2C Experiments S-LH-1 and S-LH-2," EGG-SEMI-6884, EG&G Idaho, Inc. (1985) 

  5. K. Umminger and A. D. Nevo, "Integral Test Facilities and Thermal-Hydraulic System Codes in Nuclear Safety Analysis," Science and Technology of Nuclear Installations, 2012, Article ID 826732 (2012) 

  6. K. Y. Choi et al., "Parametric Studies on Thermal Hydraulic Characteristics for Transient Operations of an Integral Reactor," Nucl. Eng. Technol., 38, 185 (2006) 

    원문보기 상세보기

  7. J. N. Reyes et al., "Testing of the Multi-application Small Light Water Reactor (MASLWR) Passive Safety Systems," Nucl. Eng. Des., 237, 1999 (2007) 

    상세보기 crossref

  8. H. S. Park et al., "An Integral Effect Test Facility of the SMART, SMART-ITL," Trans. Korean Nuclear Society Autumn Meeting, Gyeingju, Korea, Oct. 25 - 16 (2012) 

  9. B. I. Jang, M. H. Kim, and G. D. Jeun, "Transient Analysis of Natural Circulation Nuclear Reactor REX-10," J. Nucl. Sci. Technol., 48, 1046 (2011) 

    상세보기 crossref

  10. B. I. Jang, M. H. Kim, and G. D. Jeun, "Experimental and Computational Investigation of a Natural Circulation System in Regional Energy Reactor-10MWth," Nucl. Eng. Des., 241, 2214 (2011) 

    상세보기 crossref

  11. G. Kocamustafaogullari and M. Ishii, "Scaling of Two-phase Flow Transients Using Reduced Pressure System and Simulant Fluid," Nucl. Eng. Des., 104, 121 (1987) 

    상세보기 crossref

  12. M. Ishii et al., "The three-level scaling approach with application to the Purdue University Multi-dimensional Integral Test Assembly (PUMA)," Nucl. Eng. Des., 186, 177 (1998) 

    상세보기 crossref

  13. American Society of Mechanical Engineers, "Rules for Construction of Nuclear Power Plant Components," ASME Boilers and Pressure Vessel Code: An American National Standard, Section III, ASME, New York (1986) 

  14. Y. G. Lee, "Development of TAPINS Code for Thermal-hydraulic Analysis of Integral Pressurized Water Reactor, REX-10," Ph. D. thesis, Seoul National University (2013) 

  15. H. S. Park et al., "Experiments on the Performance Sensitivity of the Passive Residual Heat Removal System of an Advanced Integral Type Reactor," Nucl. Eng. Technol., 41, 53, 2009. 

    원문보기 상세보기 crossref

  16. Y. J. Chung, S. W. Lee, S. H. Kim, and K. K. Kim, "Passive Cooldown Performance of a 65MW Integral Reactor," Nucl. Eng. Des., 238, 1681 (2008) 

    상세보기 crossref

  17. Y. G. Lee, J. W. Kim, and G. C. Park, "Experimental Study on Wall Condensation with Noncondensables in Steam-gas pressurizer," Proc. 13th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13), Kanazawa city, Japan, Sep. 27 - Oct. 2 (2009) 

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