소듐냉각고속로 원형로 중간열전달계통 고온배관의 파단전누설 예비평가 = Preliminary Leak-before Break Assessment of Intermediate Heat Transport System Hot-Leg of a Prototype Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor
저자
이사용 (한국원자력연구원) ; 김낙현 (한국원자력연구원) ; 구경회 (한국원자력연구원) ; 김성균 (한국원자력연구원) ; 김윤재 (고려대학교) ; Lee, Sa Yong ; Kim, Nak Hyun ; Koo, Gyeong Hoi ; Kim, Sung Kyun ; Kim, Yoon Jea
발행기관
학술지명
한국압력기기공학회 논문집(Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping)
권호사항
발행연도
2016
작성언어
Korean
주제어
자료형태
학술저널
수록면
126-133(8쪽)
KCI 피인용횟수
0
DOI식별코드
제공처
Recently, the research and development of Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) have made progresses. However, liquid sodium, the coolant of an SFR, is chemically unstable and sodium fire can be occurred when liquid sodium leaks from sodium pipe. To reduce the damage by the sodium fire, many fire walls and fire extinguishers are needed for SFRs. LBB concept in SFR might reduce the scale of sodium fire and decrease or eliminate fire walls and fire extinguishers. Therefore, LBB concept can contribute to improve economic efficiency and to strengthen defense-in depth safety. The LBB assessment procedure has been well established, and has been used significantly in light water reactors (LWRs). However, an LBB assessment of an SFR is more complicated because SFRs are operated in elevated temperature regions. In such a region, because creep damage may occur in a material, thereby growing defects, an LBB assessment of an SFR should consider elevated temperature effects. The procedure and method for this purpose are provided in RCC-MRx A16, which is a French code. In this study, LBB assessment was performed for PGSFR IHTS hot-leg pipe according to RCC-MRx A16 and the applicability of the code was discussed.
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