지원사업
학술연구/단체지원/교육 등 연구자 활동을 지속하도록 DBpia가 지원하고 있어요.
커뮤니티
연구자들이 자신의 연구와 전문성을 널리 알리고, 새로운 협력의 기회를 만들 수 있는 네트워킹 공간이에요.
논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술대회자료
- 저자정보
- 발행연도
- 1995.6
- 수록면
- 113 - 116 (4page)
이용수
초록· 키워드
오류제보하기
Simplified approach has been adopted for the prediction of the thermal behavior of CANDU reactor core during power transients. Based on the assumption that the ratio of mass flow rate for each core channel does not vary during the transient, quasy-steady state analysis technique is applied with predicted core inlet boundary conditions(total mass flow rate and specific enthalpy). For restricted transient case, the presented method shows functionally reasonable estimation of core thermal behavior which could be implemented in the fast running reactor simulation program.
목차
Abstract
1. Introduction
2. Model Description
3. Test and Results
4. Conclusion and Discussion
References
참고문헌 (0)
참고문헌 신청함께 읽어보면 좋을 논문
논문 유사도에 따라 DBpia 가 추천하는 논문입니다. 함께 보면 좋을 연관 논문을 확인해보세요!
-
Simplified Technique for 3-Dimensional Core T / H Model in CANDU6 Transient Simulation
한국에너지학회 학술발표회
1995 .05
-
Simulation of Reactor and Turbine Power Transients in CANDU 6 Nuclear Power Plants
한국에너지학회 학술발표회
1994 .05
-
CANDU 시뮬레이션을 위한 증기발생기 모델링 ( Steam Generator Modeling for CANDU Transients Simulation )
한국에너지학회 학술발표회
1994 .05
-
CANDU-3 설계
원자력산업
1991 .01
-
중수로원전에서 냉각재상실사고시 출력펄스 및 열수력 거동해석
대한기계학회 춘추학술대회
2015 .11
-
CANDU 형 원자로 압력관의 확률론적 건전성 평가를 위한 민감도 분석
대한기계학회 춘추학술대회
2010 .04
-
CANDU-9 원자로 열수송계통의 과도변화해석
한국기계기술학회지
2010 .01
-
CANDU 원자로용 다영역 핵연료모델 ( Multi Zone Fuel Model for CANDU Reactor )
한국에너지학회 학술발표회
1993 .11
-
Two-Parameter Optimization of CANDU Reactor Power Controller
한국에너지학회 학술발표회
1994 .11
-
중수로 노심과도해석 전산코드에 적용할 연료채널 열수력 모듈 개발
한국에너지학회 학술발표회
2017 .09
-
CANDU 발전소의 핵연료 압력관 검사
비파괴검사학회지
1986 .11
-
Test of Dynamic Pressurizer Model for CANDU Reactor System Simulation
한국에너지학회 학술발표회
1993 .11
-
Transient Diagnosis and Prognosis for Secondary System in Nuclear Power Plants
Nuclear Engineering and Technology
2016 .01
-
CANDU 압력관에 대한 건전성 평가 시스템 개발 ( Development of Integrity Evaluation System for CANDU Pressure Tube )
대한기계학회 춘추학술대회
2000 .01
-
CANDU형 원전 압력관에 존재하는 균열의 건전성 평가
대한기계학회 춘추학술대회
2011 .04
-
Heat Pipe Transient Simulation Model
International Symposium on Transport Phenomena in Thermal Engineering
1993 .05
-
개방수조형 연구용 원자로의 열출력 불확실도 평가
대한기계학회 춘추학술대회
2017 .11
-
A transient numerical analysis of vehicle cool-down performance using co-simulation technique
한국자동차공학회 춘 추계 학술대회 논문집
2007 .11
-
CANDU 압력관의 건전성 평가 ( Evaluation of CANDU Pressure Tube Integrity )
대한기계학회지
1993 .05
-
CANDU-6 단계감발 운전시 과도상태 반응에 관한 연구 ( the Transient Responses of CANDU-6 Stepback Operaton )
한국에너지학회 학술발표회
1994 .11
이 논문의 저자 정보
최근 본 자료
댓글(0)
0
UCI(KEPA) : I410-ECN-0101-2009-563-018202296