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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2015.9
- 수록면
- 87 - 93 (7page)
이용수
이 논문의 연구 히스토리 (4)
2015
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In this study, a numerical analysis was performed to simulate the thermal-hydraulic response of the secondary side of a steam generator(SG) model equipped with an orifice-type SG outlet flow restrictor to a main steam line break(MSLB) at a pressurized water reactor(PWR) plant. The SG analysis model includes the SG upper steam space and the part of the main steam pipe between the SG outlet and the broken pipe end. By comparing the numerical calculation results for the present SG model to those obtained for a simple SG model having no flow restrictor, the effects of the flow restrictor on the thermal-hydraulic response of SG to the MSLB were investigated.
목차
1. 서론
2. 해석
3. CFD해석 모형 적용성 검증
4. 결과 및 토의
5. 결론
References
참고문헌 (11)
참고문헌 신청
[학술대회논문] - Kalra, S. / 1980 / Thermal hydraulics of steam line break transients in thermal reactors-simulation experiments / ANS International Conference, Trans. ANS, Washington, DC 35 (CONF-801107)
[학술지(정기간행물)] - Wolf, L. / 1982 / Experimental results of coupled fluid-structure interactions during blowdown of the HDR-vessel and comparisons with pre-and post-test predictions / Nucl. Eng. Des 70 (3) : 269 ~ 308
[학술지(정기간행물)] - Tinoco, H. / 2002 / Three-dimensional modeling of a steam-line break in a boiling water reactor / Nucl. Sci. Eng. 140 (2) : 152 ~ 164
[학술대회논문] - Hamouda, Q. / 2013 / Commissioning Tests for an Experimental Study of Steam Generator Tube Loading during Blowdown / PVP2013-97809, Proc. ASME 2013 PVPD Conf.
[학술대회논문] - Hamouda, O. / 2014 / Instrumentation Development and Validation for an Experimental Study of Steam Generator Tube Loading during Blowdown / PVP2014-28137, Proc. ASME 2014 PVPD Conf.
[학술지(정기간행물)] - Wolf, L. / 1982 / Experimental results of coupled fluid-structure interactions during blowdown of the HDR-vessel and comparisons with pre-and post-test predictions / Nucl. Eng. Des 70 (3) : 269 ~ 308
[학술지(정기간행물)] - Tinoco, H. / 2002 / Three-dimensional modeling of a steam-line break in a boiling water reactor / Nucl. Sci. Eng. 140 (2) : 152 ~ 164
[학술대회논문] - Hamouda, Q. / 2013 / Commissioning Tests for an Experimental Study of Steam Generator Tube Loading during Blowdown / PVP2013-97809, Proc. ASME 2013 PVPD Conf.
[학술대회논문] - Hamouda, O. / 2014 / Instrumentation Development and Validation for an Experimental Study of Steam Generator Tube Loading during Blowdown / PVP2014-28137, Proc. ASME 2014 PVPD Conf.
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