지원사업
학술연구/단체지원/교육 등 연구자 활동을 지속하도록 DBpia가 지원하고 있어요.
커뮤니티
연구자들이 자신의 연구와 전문성을 널리 알리고, 새로운 협력의 기회를 만들 수 있는 네트워킹 공간이에요.
논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술대회자료
- 저자정보
- 발행연도
- 2002.5
- 수록면
- 2,081 - 2,086 (6page)
이용수
이 논문의 연구 히스토리 (4)
2004
- 이 논문의 후속연구가 궁금하신가요?
- 연관 학술논문 또는 학술발표를 통해 보다 발전된 연구결과를 확인하실 수 있습니다.
- 이 논문의 연구 히스토리 확인하기
초록· 키워드
오류제보하기
An experimental study on the thermal interaction of the alumina melt with penetration of the reactor vessel
in the APR (Advanced Power Reactor) 1400 has been performed in a core melt accident. The objective of this
study is to estimate failure or non-failure of the penetration including the ICI (In-Core Instrumentation) nozzle
and the thimble tube under the condition of external vessel cooling. Five tests in conditions with external
vessel cooling have been performed to estimate the effects of system pressure, melt mass, and vessel
geometry using alumina (Al2O3) melt as a simulant. The tests results have shown that an increase in system
pressure from 0.9 MPa to 1.5 MPa was not effective on penetration damage, but an increase in corium mass
from 40 kg to 60 kg and a vessel geometry change to flat plate with curvature were effective. In all
experiments, the penetration of reactor vessel was not failed because of external vessel cooling.
in the APR (Advanced Power Reactor) 1400 has been performed in a core melt accident. The objective of this
study is to estimate failure or non-failure of the penetration including the ICI (In-Core Instrumentation) nozzle
and the thimble tube under the condition of external vessel cooling. Five tests in conditions with external
vessel cooling have been performed to estimate the effects of system pressure, melt mass, and vessel
geometry using alumina (Al2O3) melt as a simulant. The tests results have shown that an increase in system
pressure from 0.9 MPa to 1.5 MPa was not effective on penetration damage, but an increase in corium mass
from 40 kg to 60 kg and a vessel geometry change to flat plate with curvature were effective. In all
experiments, the penetration of reactor vessel was not failed because of external vessel cooling.
목차
Abstract
1. 서론
2. APR1400 원전의 원자로용기 하반구 구조 특성
3. 실험내용 및 방법
4. 실험결과 및 고찰
5. 결론
후기
참고문헌
참고문헌 (0)
참고문헌 신청함께 읽어보면 좋을 논문
논문 유사도에 따라 DBpia 가 추천하는 논문입니다. 함께 보면 좋을 연관 논문을 확인해보세요!
-
Computational Study of the Mixed Cooling Effects on the In-Vessel Retention of a Molten Pool in a Nuclear Reactor
Journal of Mechanical Science and Technology
2004 .06
-
원자로용기내 압력 및 노심용융물 하중에 의한 관통튜브 변형 평가
한국에너지학회 학술발표회
2012 .10
-
노심용융사고시 원자로 압력용기의 손상정도에 대한 외부침수조건의 영향 ( Effect of External Reactor Vessel Cooling Condition on Damage of Reactor Pressure Vessel in Core Melting Accident )
대한기계학회 춘추학술대회
1998 .01
-
설계방식에 따른 초고압 반응용기의 구조적 특성에 관한 연구
한국정밀공학회 학술발표대회 논문집
2018 .05
-
EVALUATION OF HEAT-FLUX DISTRIBUTION AT THE INNER AND OUTER REACTOR VESSEL WALLS UNDER THE IN-VESSEL RETENTION THROUGH EXTERNAL REACTOR VESSEL COOLING CONDITION
Nuclear Engineering and Technology
2015 .01
-
노심용융사고시 외부 침수냉각방식 원자로 압력용기의 손상해석 ( Damage Analysis for the Reactor Pressure Vessel with External Reactor Vessel Cooling in Core Melting Accident )
대한기계학회 춘추학술대회
1997 .01
-
노심용융물을 고려한 원자로용기의 구조건전성 평가
대한기계학회 춘추학술대회
2012 .05
-
Corium melt researches at VESTA test facility
Nuclear Engineering and Technology
2017 .01
-
노심용융사고시 외부침수 냉각방식 원자로 압력용기의 손상정도에 대한 용융물 껍질층 영향 ( Effect of Debris Crust on Damage of Reactor Pressure Vessel with External Reactor Vessel Cooling in Core Melting Accident )
대한기계학회 춘추학술대회
1998 .01
-
원자로용기 외벽냉각시 형성되는 자연순환 이상유동의 1차원 해석 연구
대한기계학회 춘추학술대회
2006 .06
-
CORIUM BEHAVIOR IN THE LOWER PLENUM OF THE REACTOR VESSEL UNDER IVR-ERVC CONDITION: TECHNICAL ISSUES
Nuclear Engineering and Technology
2012 .01
-
노심용융사고 시 관통노즐이 제거된원자로용기 하부헤드의 구조 건전성 평가
한국전산구조공학회논문집
2014 .01
-
3-D Measuring System of Structures and Pressure Vessels
대한전자공학회 학술대회
1989 .01
-
3-D Measuring System of Structures and Pressure Vessels
제어로봇시스템학회 국내학술대회 논문집
1989 .10
-
Radiation Source Term Analysis for APR1400 Reactor Pressure Vessel
한국에너지학회 학술발표회
2017 .09
-
원자로 용기 외벽냉각을 위한 1차원 이상유동 실험 및 해석
대한기계학회 논문집 B권
2007 .05
-
원자로 용기 외벽 냉각을 통한 차세대 원전 관통부의 건전성 평가를 위한 지속 가열 실험 연구
대한기계학회 춘추학술대회
2002 .05
-
Expert System Approach for Reactor Vessel Integrity
KSME International Journal
1994 .06
이 논문의 저자 정보
최근 본 자료
댓글(0)
0
UCI(KEPA) : I410-ECN-0101-2009-550-014201965