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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2013.9
- 수록면
- 855 - 862 (8page)
이용수
초록· 키워드
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개방 노심 열적여유도 해석 코드에 입력으로 제공되는 APR+ (Advanced Power Reactor Plus)의 수력학적 특징을 결정하기 위해 일련의 1/5 축소 원자로 유동분포 시험이 수행되었다. 본 연구에서는 원자로 내부 유동 계산시 다공성 모델을 사용한 전산유체역학의 적용성을 평가하기 위해 상용 전산유체역학 소프트웨어인 ANSYS CFX V.14를 사용하여 계산을 수행하였다. 결론적으로 본 연구에서 사용한 일부 원자로 내부 구조물에 대한 다공성 영역 처리방식을 통해 원자로 내부의 유동 특성을 정성적으로 적절히 파악할 수 있을 것으로 판단된다. 만일 충분한 계산 자원이 확보된 조건인 경우라면 노심 입구 상류에 위치한 원자로 내부 구조물의 실제 기하 형상을 고려함으로써 노심 입구 유량분포를 보다 정확하게 예측할 수 있을 것으로 예상된다.
목차
초록
Abstract
1. 서론
2. 해석모델
3. 수치모델링
4. 결과
5. 결론
참고문헌
참고문헌 (12)
참고문헌 신청
2. [학술지(정기간행물)] - 어동진 / 2012 / A FLOW AND PRESSURE DISTRIBUTION OF APR+ REACTOR UNDER THE 4-PUMP RUNNING CONDITIONS WITH A BALANCED FLOW RATE / Nuclear Engineering and Technology 44 (7) : 735 ~ 744
3. [학술지(정기간행물)] - Rohde, U. / 2007 / Fluid Mixing and Flow Distribution in a Primary Circuit of a Nuclear Pressurized Water Reactor—Validation of CFD Codes / Nuclear Engineering and Design 237 : 1639 ~ 1655
5. [기타자료] - / / ANSYS CFX, Version 14.0 / ANSYS Inc
6. [보고서] - / / APR+ Standard Safety Analysis Report
7. [학술대회논문] - Kwon, T.S. / 2012 / CFD Benchmark Calculation for the 1/5-Scale ACOP Core Flow Test / Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting
3. [학술지(정기간행물)] - Rohde, U. / 2007 / Fluid Mixing and Flow Distribution in a Primary Circuit of a Nuclear Pressurized Water Reactor—Validation of CFD Codes / Nuclear Engineering and Design 237 : 1639 ~ 1655
5. [기타자료] - / / ANSYS CFX, Version 14.0 / ANSYS Inc
6. [보고서] - / / APR+ Standard Safety Analysis Report
7. [학술대회논문] - Kwon, T.S. / 2012 / CFD Benchmark Calculation for the 1/5-Scale ACOP Core Flow Test / Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting
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