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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2019.12
- 수록면
- 30 - 35 (6page)
- DOI
- 10.5293/kfma.2019.22.6.030
이용수
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To predict leakage flowrate from major equipment/component in reactor system, potential leakage points in reactor system were reviewed and models of critical flowrate were investigated. For predictions of leakage flow, three kinds of critical flow models, e.g., ideal gas flow model, Trapp-Ransom model, and Henry-Fauske model, were investigated. Using Henry-Fauske model, leakage flows were obtained for selected leakage points in reactor system and equivalent crack sizes were also estimated for 0.5 gpm leakage.
목차
ABSTRACT
1. 서론
2. 원자로계통의 냉각재 누설 특성
3. 임계유량 모델 검토
4. 원자로계통내 누설특성 및 Crack 크기 평가
5. 결론
References
참고문헌 (10)
참고문헌 신청
Jax, P. / 1995 / FLUS – A New Monitoring System for Leak Detection and Location / 2nd Regional Meeting: Nuclear Energy in Central Europe
AREVA GmbH / 2013 / FLUS: High-Sensitivity Leakage Monitoring for Components and Equipment Compartments
Son, B.J / 1992 / Fluid Mechanics (in Korean) / Hee Jung Dang
Leyzerovich, A. / 1997 / Large Power Steam Turbines: Design and Operation - Volume 1 / Pennwell Publishing Company
Trapp, J.A. / 1982 / A Choked-Flow Calculation Criterion for Nonhomogenous, Nonequilibrium, Two-Phase Flows / Int. J. Multiphase Flow 8(6):669~681
AREVA GmbH / 2013 / FLUS: High-Sensitivity Leakage Monitoring for Components and Equipment Compartments
Son, B.J / 1992 / Fluid Mechanics (in Korean) / Hee Jung Dang
Leyzerovich, A. / 1997 / Large Power Steam Turbines: Design and Operation - Volume 1 / Pennwell Publishing Company
Trapp, J.A. / 1982 / A Choked-Flow Calculation Criterion for Nonhomogenous, Nonequilibrium, Two-Phase Flows / Int. J. Multiphase Flow 8(6):669~681
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