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대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2007도 추계학술대회 강연 및 논문 초록집
발행연도
2007.10
수록면
1 - 4 (4page)

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이 논문의 연구 히스토리 (3)

2008

수소생산 원자로에서 고온가스덕트 및 중간열교환기 예비설계분석
송기남 ,  김용완 대한기계학회 춘추학술대회 2008.04 학술대회자료

2007

수소생산용 원자로에서 고온가스덕트의 예비 설계 분석
송기남 ,  이형연 ,  이수범 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2007.10 학술대회자료
수소생산용 원자로에서 주요기기의 예비개념설계
송기남 ,  이수범 ,  김용완 대한기계학회 춘추학술대회 2007.05 학술대회자료

초록· 키워드

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Korea Atomic Energy Research Institute is in the process of carrying out a Nuclear Hydrogen Development and Demonstration (NHDD) Program by considering the indirect cycle gas cooled reactors that produce heat at temperatures in the order of 950 ℃. A coaxial double-tube hot gas duct (HGD) is a key component connecting the reactor pressure vessel and the intermediate heat exchanger for the NHDD program. Recently, a preliminary design evaluation for the hot gas duct of the NHDD program was carried out. These preliminary design activities include a decision on the geometric dimensions, a strength evaluation, an appropriate material selection, and identifying the design code for the HGD. In this study, a preliminary strength evaluation for the HGD of the NHDD program has been undertaken based on the HTR-10 design concepts. Also, a preliminary evaluation of the creep-fatigue damage for a high temperature HGD structure has been carried out according to the draft code case for Alloy 617. Preliminary strength evaluation results for the HGD showed that the geometric dimensions of the proposed HGD would be acceptable for the design requirements.
#NHDD program(원자력수소개발 및 실증 프로그램) #Hot Gas Duct(고온가스덕트) #High Temperature Design Code(고온 설계코드) #VHTR(초고온 가스로)

목차

Abstract
1. 서론
2. NHDD 프로그램의 개념
3. 1차 Hot Gas Duct의 예비설계
4. 고온설계코드에 따른 크립-피로 평가
5. 결론
후기
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