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저자정보
서경우 (Korea Atomic Energy Research Institute) 박홍범 (Korea Atomic Energy Research Institute) 정민규 (Korea Atomic Energy Research Institute) 박기정 (Korea Atomic Energy Research Institute) 김성훈 (Korea Atomic Energy Research Institute)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2017년도 학술대회
발행연도
2017.11
수록면
632 - 635 (4page)

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For the research reactor, the primary coolant system (PCS) connected to the reactor is designed to penetrate the pool. During a loss of coolant accident (LOCA), the pool water should be prevented from draining below the top of the reactor for removing the residual heat using the natural circulation in the pool. The siphon breakers are installed to the branch line of the PCS to maintain the pool level during LOCA. In this study, the siphon break phenomena for a LOCA of the research reactor are analyzed by ANSYS-CFD. The calculations are performed according to the characteristic of the broken pipe. When the siphon and main pipe size are 4 and 16 inch respectively, and the height between the pool and the break location is 12.2m, the undershooting height is estimated lower than 0.45m.

목차

Abstract
1. 서론
2. 사이폰 차단 해석
3. 결론
참고문헌

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