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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2020.6
- 수록면
- 357 - 370 (14page)
- DOI
- 10.3795/KSME-B.2020.44.6.357
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가압 경수형 원자로에서 대형 냉각재 상실 사고 발생 시 재관수 기간에 노심에서 많은 양의 액적이 발생한다. 액적은 노심 냉각과 밀접한 관계가 있어 사고 전개에 상당한 영향을 준다. 따라서 재관수 해석에서 연속 액상으로부터 이탈되는 액적량을 잘 예측하는 것이 매우 중요하다. 그런데 열수력 계통해석 코드에 적용된 기존의 액적 이탈 모델들은 실험적, 이론적 근거가 부족하다. 이를 보완하기 위해 역환상류 가시화 실험에서 관찰한 액적 이탈 현상을 참고하여, 액체 시트와 액체 제트의 불안정성 분석을 통해 새로운 액적 이탈 모델을 제안하였다. 기존 모델들과 제안된 모델을 CUPID 코드에 삽입하고, FLECHT SEASET 재관수 열전달 실험을 이용해 평가하였다. 그 결과 제안된 모델이 최대 피복재 온도와 급랭 시간에 대해 가장 작은 오차를 보였고, 핵연료 높이별 온도 거동도 잘 예측하였다.
목차
초록
Abstract
1. 서론
2. 기존 액적 이탈 모델 조사
3. 액적 이탈 현상 모델링
4. CUPID 코드를 이용한 모델 평가
5. 결론
참고문헌 (References)
참고문헌 (22)
참고문헌 신청
Damerell, P. S. and Simons, J. W., 1993, Reactor Safety Issues Resolved by the 2D/3D Program, Report No. NUREG/IA-0127, Nuclear Regularoty Commission, pp. 2~6.
Thurgood, M. J., 1983, COBRA/TRAC - A Thermal Hydraulic Code for Transient Analysis of Nuclear Reactor Vessels and Primary Coolant Systems, Report No. NUREG/CR-3046, Pacific Northwest Laboratory.
Valette, M., Pouvreau, J., Bestion, D. and Emonot, P., 2011, “Revisiting Large Break LOCA with the CATHARE-3 Three Field Model,” Nuclear Engineering and Design, Vol. 241, No. 11, pp. 4487~4496.
Ha, S. J., Park, C. E., Kim, K. D. and Ban, C. H., 2011, “Development of the Space Code for Nuclear Power Plants,” Nuclear Engineering and Technology, Vol. 43, No. 1, pp. 45~62.
Jeong, J. J., Yoon, H. Y., Park, I. K. and Cho, H. K., 2010, “The CUPID Code Development and Assessment Strategy,” Nuclear Engineering and Technology, Vol. 42, No. 6, pp. 636~655.
Thurgood, M. J., 1983, COBRA/TRAC - A Thermal Hydraulic Code for Transient Analysis of Nuclear Reactor Vessels and Primary Coolant Systems, Report No. NUREG/CR-3046, Pacific Northwest Laboratory.
Valette, M., Pouvreau, J., Bestion, D. and Emonot, P., 2011, “Revisiting Large Break LOCA with the CATHARE-3 Three Field Model,” Nuclear Engineering and Design, Vol. 241, No. 11, pp. 4487~4496.
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