2022
DOI: 10.37798/2019682-3197
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NPP Krško 3 inch Cold Leg Break LOCA Calculation using RELAP5/MOD 3.3 and MELCOR 1.8.6 Codes

Abstract: NPP Krško input deck developed at Faculty of Electrical Engineering and Computing (FER) Zagreb, for severe accident code MELCOR 1.8.6 is currently being tested. MELCOR is primarily used for the analyses of severe accidents including in-vessel and ex-vessel core melt progression as well as containment response under severe accident conditions. Accurate modelling of the plant thermal-hydraulic behaviour as well as engineering safety features, e.g., Emergency Core Cooling System, Auxiliary feedwater system and va… Show more

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“…Todos estos componentes son unidimensionales, excepto ciertas excepciones como el "VESSEL" cuyo carácter 3D lo vuelve muy útil para modelar recipientes de presión (que es donde se ubica el núcleo del reactor). Hoy en día se sigue estudiando su capacidad para simular accidentes en reactores nucleares, como roturas en cañerías de gran tamaño (LOCA por sus siglas en inglés) [4]. Estas validaciones implican analizar la precisión con la que TRACE predice el mezclado de agua a distintas temperaturas o estudiar un evento PTS (Pressurized Thermal Shock), entre otros.…”
Section: Do Not Removeunclassified
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“…Todos estos componentes son unidimensionales, excepto ciertas excepciones como el "VESSEL" cuyo carácter 3D lo vuelve muy útil para modelar recipientes de presión (que es donde se ubica el núcleo del reactor). Hoy en día se sigue estudiando su capacidad para simular accidentes en reactores nucleares, como roturas en cañerías de gran tamaño (LOCA por sus siglas en inglés) [4]. Estas validaciones implican analizar la precisión con la que TRACE predice el mezclado de agua a distintas temperaturas o estudiar un evento PTS (Pressurized Thermal Shock), entre otros.…”
Section: Do Not Removeunclassified
“…1) es una facilidad experimental para realizar pruebas que modela un reactor PWR KONVOI. Debido a su versatilidad, permite realizar una amplia variedad de experimentos, muchos de los cuales se usan para validar códigos de sistemas termohidráulicos o modelos CFD [4] [9]. Este prototipo está construido en una escala lineal de 1:5 en comparación con un reactor tipo PWR.…”
Section: Descripción De La Facilidad Experimental Rocomunclassified
“…The plant model is based on the NPP Krško, a two-loop PWR plant of Westinghouse design [33,34]. The nodalization of the plant's primary and secondary systems [35], including the radial cross-section of the core is shown in Figure 1.…”
Section: Nuclear Power Plant Nodalizationmentioning
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