하나로 핵연료시험설비의 비상냉각수계통 성능 예측 평가모델 분석

박수기; 심봉식; 박국남; 이한희; 이정영

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자료유형: 학술대회자료

저자정보: 박수기 심봉식 박국남 이한희 이정영

저널정보: 대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2006년도 추계학술대회 강연 및 논문 초록집

발행연도: 2006.11

수록면: 11 - 16 (6page)

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연구결과

이 논문의 연구 히스토리 (3)

2008

하나로 핵연료시험설비의 소형냉각수상실사고 해석

박수기 , 지대영 , 안성호 한국기계기술학회지 2008.01 학술저널

2006

하나로 핵연료시험설비의 비상냉각수계통 성능 예측 평가모델 분석

박수기 , 심봉식 , 박국남 외 2명 대한기계학회 춘추학술대회 2006.11 학술대회자료

2005

핵연료시험설비의 첨두핵연료피복재온도에 대한 운전변수의 영향

박수기 , 지대영 , 이정영 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2005.11 학술대회자료

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The performance of the emergency cooling water system of the HANARO fuel test loop has been predicted with the MARS code. Evaluation models such as the Moody model for discharge rate calculation and the Baker-Just model for water-metal reaction calculation were used. Multipliers were also introduced to the correlations of heat transfer coefficients in the MARS code in order to calculate conservative peak cladding temperatures for accidents. The maximum peak cladding temperature is calculated for the longitudinal split of the cold leg in the HANARO pool and greatly depends on the multipliers of the critical heat flux and film boiling correlations. In the analyses the issue on return-to-nucleate boiling phenomena, after critical heat flux is first predicted at an axial fuel rod location during blowdown, is not important for predicting the maximum peak cladding temperature.

#Fuel Test Loop(핵연료시험설비) #Evaluation Model(평가모델)

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