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대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2006년도 춘계학술대회 강연 및 논문 초록집
발행연도
2006.6
수록면
946 - 951 (6page)

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2007

원자로 용기 외벽냉각을 위한 1차원 이상유동 실험 및 해석
김재철 ,  하광순 ,  박래준 외 3명 대한기계학회 논문집 B권 2007.05 학술저널

2006

원자로 용기 외벽냉각 평가를 위한 1차원 이상유동 실험 및 해석
김재철 ,  하광순 ,  박래준 외 2명 한국유체기계학회 학술대회 논문집 2006.08 학술대회자료
원자로용기 외벽냉각시 형성되는 자연순환 이상유동의 1차원 해석 연구
김재철 ,  하광순 ,  박래준 외 2명 대한기계학회 춘추학술대회 2006.06 학술대회자료

초록· 키워드

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During a severe accident in a nuclear power plant, the decay heat from a molten corium in a reactor vessel should be removed to maintain the integrity of the reactor vessel. For this purpose, the external reactor vessel cooling(ERVC) strategy has been suggested. HERMES-HALF experiments have been conducted in KAERI to evaluate two-phase natural circulation flow occurred in the annular gap between the reactor vessel and the insulation. The facility was scaled down as a half size of the APR1400 reactor vessel, and the air-water flow was used in a working fluid. In this study, the 1-D loop analysis of the HERMES-HALF experiments was carried out using the one-dimensional drift flux model. With varying some parameters, which were inlet/outlet areas, shape factors, and gas injection rates, the calculated circulation mass flow rates were compared with experimental data.
#External Reactor Vessel Cooling(원자로용기 외벽냉각) #Two-phase Natural Circulation Flow(자연순환 이상유동) #Loop Analysis(루프해석)

목차

Abstract
1. 서론
2. 실험장치 및 해석방법
3. 결과 및 고찰
4. 결론
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