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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학위논문
- 저자정보
- 지도교수
- 김용환
- 발행연도
- 2013
- 저작권
- 충남대학교 논문은 저작권에 의해 보호받습니다.
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Generally, unclear vessel is supplied with coolant in order to submerge the vessel in case of the severe disaster in nuclear reactor. This concept is eventually based on the plan to confine the downward relocation of melting lower header. therefore it is important to maintain the lower header integrity under thermal-mechanical load during downward relocation of core.
In this paper, lower header integrity is estimated with the computer simulation in condition of the accumulation of the melt core in case of the virtual severe disaster. In order to investigate the integrity of lower header, temperature distribution of the wall thickness in nuclear vessel, mass and internal pressure of the melt core are considered.
As result of the thermal-structure couple analysis, neutral surface is occurred to the thickness of lower header, and the stress of neutral surface is lower than the yield stress in relation to the temperature distribution. While the internal pressure is increased, elastic region became narrow according to the internal wall. As a result, pressure change of unclear vessel is considered as the important factor for estimating the integrity because of the elastic region relocation
In this paper, lower header integrity is estimated with the computer simulation in condition of the accumulation of the melt core in case of the virtual severe disaster. In order to investigate the integrity of lower header, temperature distribution of the wall thickness in nuclear vessel, mass and internal pressure of the melt core are considered.
As result of the thermal-structure couple analysis, neutral surface is occurred to the thickness of lower header, and the stress of neutral surface is lower than the yield stress in relation to the temperature distribution. While the internal pressure is increased, elastic region became narrow according to the internal wall. As a result, pressure change of unclear vessel is considered as the important factor for estimating the integrity because of the elastic region relocation
목차
Ⅰ. 서 론 11.1 연구의 배경 및 필요성 11.2 원자로 중대사고의 개념 및 사고관리 방안 21.2.1 중대사고의 개념 21.2.2 고압 중대사고 경위 31.2.3 저압 중대사고 경위 41.2.4 중대사고 관리 방안 51.3 연구 동향 81.4 연구 내용 및 범위 10Ⅱ. 평가 대상 및 방법 112.1 평가대상 112.2 해석조건 112.3 파손기준 142.4 해석방법 16Ⅲ. 유한요소 해석모델 및 타당성 검토 173.1 해석모델 173.2 원자로용기의 기계적 열적 물성치 173.3 노심용융물의 열적 물성치 21Ⅳ. 유한요소 해석 및 건전성평가 244.1 열전달 해석 244.2 열응력만을 고려한 해석 및 평가 284.3 노심용융물의 질량만을 고려한 해석 및 평가 344.4 내압조건만을 고려한 해석 및 평가 364.5 열구조물 연성해석 및 평가 40Ⅴ. 결 론 51참고문헌 53Abstract 58
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