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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2007.5
- 수록면
- 482 - 490 (9page)
이용수
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When a molten corium is relocated in a lower head of a reactor vessel, the ERVC (External Reactor Vessel Cooling) system is actuated as coolant is supplied into a reactor cavity to remove a decay heat from the molten corium during a severe accident. To achieve this severe accident mitigation strategy, the two-phase natural circulation flow in the annular gap between the external reactor vessel and the insulation should be formed sufficiently by designing the coolant inlet/outlet area and gap size adequately on the insulation device. For this reason, one-dimensional natural circulation flow tests and the simple analysis were conducted to estimate the natural circulation flow under the ERVC condition of APR1400. The experimental facility is one-dimensional and scaled down as the half height and 1/238 channel area of the APR1400 reactor vessel. The calculated circulation flow rate was similar to experimental ones within about ±15% error bounds and depended on the form loss due to the inlet/outlet area.
목차
Abstract
1. 서론
2. 실험장치 및 해석방법
3. 실험 및 해석결과
4. 토의
5. 결론
후기
참고문헌
참고문헌 (13)
참고문헌 신청
Kymalainean, O. et al., 1997, “In-Vessel Retention of Corium at the Loviisa Plant,” Nuclear Engineering & Design, Vol. 169, pp. 109~130.
Theofanous, T. G. et al., 1995, “In-Vessel Coolability and Retention of a Core Melt,” DOE/ID-10460.
Theofanous, T. G., Yuen, W. W., Angelini, S., Sienicki, J. J,. Freeman, K., Chen, X. and Salmassi, T., 1999, “Lower Head Integrity under Steam Explosion Loads,” Nuclear Engineering and Design, Vol. 189, pp. 7~57.
Oh, S. J. et al., 2004 “In-Vessel Retention Technology Development and Use for Advanced PWR Design in the USA and Korea,” KHNP, KHNP/TR.01NC05.C2004.EN3.
Jeong, Y. H., Chang, S. H. and Baek, W. P., 2003, “CHF Experiments on the Reactor Vessel Wall using 2-D Slice Test Section,” NURETH-10, Seoul, Korea, October 5-9.
Theofanous, T. G. et al., 1995, “In-Vessel Coolability and Retention of a Core Melt,” DOE/ID-10460.
Theofanous, T. G., Yuen, W. W., Angelini, S., Sienicki, J. J,. Freeman, K., Chen, X. and Salmassi, T., 1999, “Lower Head Integrity under Steam Explosion Loads,” Nuclear Engineering and Design, Vol. 189, pp. 7~57.
Oh, S. J. et al., 2004 “In-Vessel Retention Technology Development and Use for Advanced PWR Design in the USA and Korea,” KHNP, KHNP/TR.01NC05.C2004.EN3.
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