SBLOCA analysis for a 3-loop Westinghouse PWR reactor using TRACE
المؤلف
المصدر
Arab Journal of Nuclear Sciences and Applications
العدد
المجلد 51، العدد 1 (31 يناير/كانون الثاني 2018)، ص ص. 73-84، 12ص.
الناشر
الجمعية المصرية للعلوم النووية و تطبيقاتها
تاريخ النشر
2018-01-31
دولة النشر
مصر
عدد الصفحات
12
التخصصات الرئيسية
الموضوعات
الملخص EN
There are two licensing approaches for evaluation of Loss of Coolant Accident (LOCA) consequences; conservative methodology and best estimate methodology.
Recently, the trend of nuclear reactor safety analysis reveals an increasing interest to substitute best estimate for conservative methodologies to achieve the safety margins and regulate the licensing and operations of nuclear reactors.
In the current study, the TRACE best estimate code was used to perform small break loss of coolant accident (SBLOCA) analysis for a 3-loop Westinghouse reactor.
Both cold-leg and hot-leg SBLOCAs, with 2 inch break size, were studied.
Also, a break size sensitivity study was performed to determine a limiting break size for the cold-leg SBLOCA.
Three additional cold- leg break cases were run with break sizes from 1 to 4 inches.
The research purposes are to enhance the understanding of thermal hydraulics during the SBLOCA transient and to perform a comparative study between break size and location in order to determine which accident scenario is the most limiting case regarding compliance of plant performance against applicable regulatory acceptance criteria.
The results show that 2 inch cold-leg break is the most limiting SBLOCA situation, since core heatup is encountered, and the highest value of the maximum peak fuel rod surface temperature of 913 K is detected
نمط استشهاد جمعية علماء النفس الأمريكية (APA)
al-Sahlami, Nimah M.. 2018. SBLOCA analysis for a 3-loop Westinghouse PWR reactor using TRACE. Arab Journal of Nuclear Sciences and Applications،Vol. 51, no. 1, pp.73-84.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-784755
نمط استشهاد الجمعية الأمريكية للغات الحديثة (MLA)
al-Sahlami, Nimah M.. SBLOCA analysis for a 3-loop Westinghouse PWR reactor using TRACE. Arab Journal of Nuclear Sciences and Applications Vol. 51, no. 1 (Jan. 2018), pp.73-84.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-784755
نمط استشهاد الجمعية الطبية الأمريكية (AMA)
al-Sahlami, Nimah M.. SBLOCA analysis for a 3-loop Westinghouse PWR reactor using TRACE. Arab Journal of Nuclear Sciences and Applications. 2018. Vol. 51, no. 1, pp.73-84.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-784755
نوع البيانات
مقالات
لغة النص
الإنجليزية
الملاحظات
Includes bibliographical references : p. 84
رقم السجل
BIM-784755
قاعدة معامل التأثير والاستشهادات المرجعية العربي "ارسيف Arcif"
أضخم قاعدة بيانات عربية للاستشهادات المرجعية للمجلات العلمية المحكمة الصادرة في العالم العربي
تقوم هذه الخدمة بالتحقق من التشابه أو الانتحال في الأبحاث والمقالات العلمية والأطروحات الجامعية والكتب والأبحاث باللغة العربية، وتحديد درجة التشابه أو أصالة الأعمال البحثية وحماية ملكيتها الفكرية. تعرف اكثر