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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2022.10
- 수록면
- 555 - 562 (8page)
- DOI
- 10.3795/KSME-B.2022.46.10.555
이용수
이 논문의 연구 히스토리 (4)
2022
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펌프 가동중시험 수행 시 차압식 유량계에 지시된 시험 유량에서 차압을 측정한 후 해당 차압 크기가 규제 요건에 제시된 허용 기준을 만족하는지 여부를 확인한다. 따라서 평판 오리피스 유량계와 같은 차압식 유량계가 다양한 설치 환경과 광범위한 운전 조건에서 정확한 유량을 제공하는지 여부를 확인하는 것이 필요하다. 본 연구에서는 불확실도 정량화기법인 point collocation non-intrusive polynomial chaos를 전산유동해석에 적용하여 오리피스 유량계의 운전 조건이 확률적으로 변할 때 예측되는 응답을 계산하였다. 랜덤 입력 변수들에 대한 민감도 분석을 통해 유체 온도와 입구 속도가 난류 강도에 비해 유출계수에 큰 영향을 미쳤음을 확인하였다.
목차
초록
Abstract
1. 서론
2. 본론
3. 계산 결과
4. 결론
참고문헌(References)
참고문헌 (13)
참고문헌 신청
Lee, G. H., 2019, Comparative Study on Prediction Performance of Turbulence Model for the Analysis of Unsteady Single Phase Thermal Stratification by Emergency Core Coolant Injection, Nuclear Safety Analysis Report NSTAR-19NS13-74.
Bestion, D., De Crecy, A., Moretti, F., Camy, R., Barthet, A., Bellet, S., Munoz Cobo, J. L., Badillo, A., Niceno, B., Hedberg, P., Scheuerer, M. and Nickolaeva, A., 2016, “Review of Uncertainty Methods for CFD Application to Nuclear Reactor Thermalhydraulics,” 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety, Gyeongju.
Delchini, M. O., Popov, E., Pointer, D. and Swiler, L., 2016, Assessment of SFR Wire Wrap Simulation Uncertainties, Report No. ORNL/TM-2016/540, Oak Ridge National Laboratory.
Moretti, F. and D’Auria, F., 2014, “Accuracy Quantification Metrics for CFD Simulation of In-vessel Flows,” Nuclear Engineering Design, Vol. 279, pp. 200~209.
Tanaka, M., 2012, “Uncertainty Quantification Scheme in V&V of Fluid-Structure Thermal Interaction Code for Thermal Fatigue Issue in a Sodium Cooled Fast Reactor,” Proc. of OECD/NEA and IAEA Workshop on Experimental Validation and Application of CFD and CMFD Codes in Nuclear Reactor Technology, Daejeon.
Bestion, D., De Crecy, A., Moretti, F., Camy, R., Barthet, A., Bellet, S., Munoz Cobo, J. L., Badillo, A., Niceno, B., Hedberg, P., Scheuerer, M. and Nickolaeva, A., 2016, “Review of Uncertainty Methods for CFD Application to Nuclear Reactor Thermalhydraulics,” 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety, Gyeongju.
Delchini, M. O., Popov, E., Pointer, D. and Swiler, L., 2016, Assessment of SFR Wire Wrap Simulation Uncertainties, Report No. ORNL/TM-2016/540, Oak Ridge National Laboratory.
Moretti, F. and D’Auria, F., 2014, “Accuracy Quantification Metrics for CFD Simulation of In-vessel Flows,” Nuclear Engineering Design, Vol. 279, pp. 200~209.
Tanaka, M., 2012, “Uncertainty Quantification Scheme in V&V of Fluid-Structure Thermal Interaction Code for Thermal Fatigue Issue in a Sodium Cooled Fast Reactor,” Proc. of OECD/NEA and IAEA Workshop on Experimental Validation and Application of CFD and CMFD Codes in Nuclear Reactor Technology, Daejeon.
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