전산해석을 통한 원자로 노심 용융물의 채널 내 퍼짐 및 열전달 특성 분석

예인수; 류창국; 하광순; 송진호

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자료유형: 학술대회자료

저자정보: 예인수 (성균관대학교) 류창국 (성균관대학교) 하광순 (한국원자력연구원) 송진호 (한국원자력연구원)

저널정보: 대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2010년도 추계학술대회 강연 및 논문 초록집

발행연도: 2010.11

수록면: 3,754 - 3,757 (4page)

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2011

전산해석을 이용한 원자로 노심 용융물의 노외 거동 및 열전달 특성 분석

예인수 , 류창국 , 하광순 외 1명 대한기계학회 논문집 B권 2011.04 학술저널

2010

전산해석을 통한 원자로 노심 용융물의 채널 내 퍼짐 및 열전달 특성 분석

예인수 , 류창국 , 하광순 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2010.11 학술대회자료

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In an unlikely accident of nuclear reactor melt down, the leaked core-melt or corium needs to be contained in a device called core-catcher for cooling and stabilization. The ex-vessel behavior of corium involves complex physical and chemical mechanisms of flow propagation, heat transfer and reactions with sacrificial materials. As part of design development of a core-catcher, this study investigated the detailed characteristics of corium flow and heat transfer using a commercial CFD code for experimental data of corium spreading available in literature. The volume-of-fluid (VOF) model was applied to predict the interfacial surface formation of corium and surrounding air, and the discrete ordinate model was adopted for prediction of radiation from the surface of corium to the surroundings. It was found that the effect of cooling by radiation through the top surface of corium was dominant on the temperature and viscosity profiles at the corium front.

#Core melt(노심용융물) #Core-catcher(코어캐쳐) #Heat transfer(열전달) #Numerical simulation(전산해석) #Two-phase flow(이상유동)

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소속기관 한국원자력연구원

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송진호

소속기관 한국원자력연구원

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