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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2011.12
- 수록면
- 54 - 62 (9page)
이용수
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2011
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KAERI has developed a KALIMER-600 which is a pool-type sodium-cooled fast reactor with a 600MWe electric generation capacity. For a SFR development, one of the main topics is an enhancement of the reactor system safety. Therefore, we have a long-term plan to design the large sodium experimental facility to evaluate the reactor safety and component performance. In order to extrapolate a thermal hydraulic phenomena in a large sodium reactor, the thermal hydraulics phenomena is under investigation in a 1/10<SUP>th</SUP> water-simulant facility for the KALIMER-600. In this paper, we shortly described the experimental facility setup and the measurement of the isothermal global flow behavior. For the flow field measurement, the PIV method was used in a transparent Plexiglas reactor vessel model at around 20°C water condition.
목차
Abstract
1. 서론
2. 실험장치 설계 및 제작
3. 실험결과
4. 결론
후기
참고문헌
참고문헌 (4)
참고문헌 신청
D.H. Han / 2007 / KALIMER-600 Conceptual Design Report
Hoffmann, H / 1989 / Investigations on Natural Circulation in Reactor Models and Shut Down Heat Removal Systems for LMFBR's / Proc. 5th Nuclear Thermal Hydraulics
Hoffmann, H / 1990 / Thermohydraulic Model Experiments and Calculations on the Transition from Forced to Natural Circulation for Pool-Type Fast Reactors / Transactions of the American Nuclear Society 62:143~151
N. Kimura / 2005 / Experimental Study on Flow Optimization in Upper Plenum of Reactor Vessel for a Compact Sodium-Cooled Fast Reactor 152(2):210~222
Hoffmann, H / 1989 / Investigations on Natural Circulation in Reactor Models and Shut Down Heat Removal Systems for LMFBR's / Proc. 5th Nuclear Thermal Hydraulics
Hoffmann, H / 1990 / Thermohydraulic Model Experiments and Calculations on the Transition from Forced to Natural Circulation for Pool-Type Fast Reactors / Transactions of the American Nuclear Society 62:143~151
N. Kimura / 2005 / Experimental Study on Flow Optimization in Upper Plenum of Reactor Vessel for a Compact Sodium-Cooled Fast Reactor 152(2):210~222
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