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논문 기본 정보

자료유형
학술대회자료
저자정보
김인국 (Ulsan National Institute of Science and Technology) 방인철 (UNIST)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2018년도 학술대회
발행연도
2018.12
수록면
2,941 - 2,944 (4page)

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이 논문의 연구 히스토리 (2)

2018

원자력발전소 피동 노내 냉각계통 적용을 위한 유압 제어봉 구동시스템 설계
김인국 ,  방인철 대한기계학회 춘추학술대회 2018.12 학술대회자료

2016

원자력 발전소 피동노심냉각계통 개발을 위한 유압식 제어봉 개념의 실험적 연구
김인국 ,  김경모 ,  정영신 외 1명 한국유체기계학회 학술대회 논문집 2016.06 학술대회자료

초록· 키워드

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To enhance the safety of the nuclear power plants, a passive in-core cooling system (PINCs) is currently being studied for the various reactor types such as PWR, SMR, Gen. IV reactors in UNIST. A PINCs consists of hybrid control rod assemblies, a hydraulic control rod drive mechanism, and a natural circulation loop to remove the decay heat from the nuclear fuels. In PINCs, one of the key elements is the hydraulically driven rod control system that is being studied for their various benefits, including a) ability to be in-vessel control, b) short length of the control rods, and c) safe reactor shutdown. In this paper, a novel hydraulic rod control system was designed and tested. The tests of the hydraulic rod control system with 4-hybrid control rod were conducted with the different weight and geometry. The theoretical models of the steady flow and transient behavior were driven by the force-induced patterned geometry of the cylinder. The experimental results showed that the position of the hydraulic system with control rod was well predicted by the theoretical model within ±8.6%. Finally, this study shows the unique feature of the hydraulically driven system and its behavioral characteristics.
#Passive safety system(피동안전시스템) #Hydraulic CRDM(유압식 제어봉구동장치) #Hybrid control rod(하이브리드제어봉) #Passivity(피동성) #Hydraulic unit(유압 유니트)

목차

Abstract
1. 서론
2. 해석
3. 실험방법
4. 결과
5. 결론
참고문헌

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Jae Seon Lee ,  Gyu Mahn Lee ,  Jong Wook Kim Journal of Magnetics 2016 .12
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