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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술대회자료
- 저자정보
- 발행연도
- 2005.11
- 수록면
- 7 - 12 (6page)
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SCWR (SuperCritical Water-cooled Reactor) is a feasible option for the 4th generation nuclear power plant. The main advantage of SCWR is very high thermal efficiency. A proper design requires a good description of heat transfer characteristics in relevant geometries and operating conditions. A recently built supercritical pressure test facility in KAERI has been used in producing experimental data on heat transfer and pressure drop in a flow of supercritical pressure CO₂ in geometries relevant to a proposed SCWR core. Currently, heat transfer experiment with a small diameter circular tube is being executed. The test result is introduced and compared with correlations published previously.
목차
Abstract
1. 서론
2. 실험 장치 및 실험관(Test Section)
3. 결과
4. 결론
참고문헌
참고문헌 (0)
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