메뉴 건너뛰기
.. 내서재 .. 알림
소속 기관/학교 인증
인증하면 논문, 학술자료 등을  무료로 열람할 수 있어요.
한국대학교, 누리자동차, 시립도서관 등 나의 기관을 확인해보세요
(국내 대학 90% 이상 구독 중)
로그인 회원가입 고객센터 ENG
주제분류
인문학
인문학 일반 역사학 철학 종교학 어문학 기타 인문학
사회과학
사회과학 일반 경영학 관광학 교육학 군사학 문헌정보학 법학 사회학 신문방송학 심리과학 정치외교학 지리학 행정학 경제학 무역학 인류학 기타 사회과학
자연과학
자연과학 일반 물리학 생물학 생활과학 수학·통계학 천문학 지구과학 화학 기타 자연과학
공학
공학 일반 건축공학 기계공학 산업공학 재료·에너지공학 전기전자공학 조선해양공학 화학공학 컴퓨터학 기타공학
의약학
의학 일반 간호학 수의학 약학 한의학 기초의학 임상의학 기타 의약학
농수해양학
농수해양학 일반 농학 수산학 식품과학 임학 축산학 해상운송학 기타 농수해양학
예술체육학
예술 일반 디자인 미술 미용 사진 음악학 의상 체육 공연매체예술 기타 예술체육학
복합학
학제간연구 과학기술학 뇌인지과학 기술정책 기타 복합학

ENG

추천
검색

논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제44권 제5호
발행연도
2012.1
수록면
535 - 542 (8page)

이용수

표지
📌
연구주제
📖
연구배경
🔬
연구방법
🏆
연구결과
AI에게 요청하기
추천
검색

초록· 키워드

오류제보하기
A sodium-cooled demonstration fast reactor with the KALIMER-600 as a reference plant is under design by KAERI. The safety grade decay heat removal system (DHRS), which is important to mitigate design basis accidents, was changed in the reactor design. A loss of heat sink and a vessel leak in design basis accidents were simulated using the MARS-LMR system transient analysis code on two plant systems. In the analyses, the DHRS of KALIMER-600 had a weakness due to elevation of the overflow path for the DHRS operation, while it was proved that the DHRS of the demonstration reactor had superior heat transfer characteristics due to the simplified heat transfer mechanism.
#Sodium-cooled Fast Reactor #Decay Heat Removal System #MARS-LMR #Loss-of-Heat-Sink #Vessel Leak

목차

등록된 정보가 없습니다.

참고문헌 (5)

참고문헌 신청
B. Farrar / 1999 / Fast Reactor Decay Heat Removal: Approach to the Safety System Design in Japan and Europe / Nuclear Engineering and Design 193 : 45 ~ 54 google schola Dohee Hahn / 2007 / KALIMER-600 Conceptual Design Report google schola Jae-Hyuk Eoh / 2010 / New Design Options Free from a Potential Sodium Freezing Issue for a Passive DHR System of KALIMER / Nuclear Technology 170 : 290 ~ 305 google schola Jae-Joon Jeong / 1999 / Development of Multi-dimensional Thermal-hydraulic System Code, MARS 1.3.1 / Annals of Nuclear Energy 26 : 1611 ~ google schola Kwi-Seok Ha / 2010 / Simulation of the EBR-II Loss-of- Flow Tests using the MARS code / Nuclear Technology 169 : 134 ~ 142 google schola

이 논문의 저자 정보

최근 본 자료

전체보기

댓글(0)

0