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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2012.3
- 수록면
- 363 - 369 (7page)
이용수
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CANDU형 원전의 칼란드리아 내부 감속재 열유동은 입구 노즐에서 나온 제트 유동에 의해 발생하는 관성력과 감속재로 전달되는 열부하에 의해 발생하는 부력의 상호작용으로 인해 복잡한 난류 특성을 나타낸다. 본 연구에서는 이러한 복잡한 감속재 열유동을 정확히 예측하기 위한 난류모델의 성능을 평가하기 위해 상용 유동해석 프로그램인 FLUENT에 탑재된 난류모델들을 사용해서 계산한 결과를 Sheridan Park Engineering Laboratory (SPEL)의 실험값과 비교하였다. 결론적으로 CANDU형 원전의 칼란드리아 내부 감속재 열유동을 신뢰할 수 있게 예측하기 위해서는 부력이 난류 유동에 미치는 영향을 고려해주는 생성항을 포함한 난류 모델이 사용되어야 한다.
목차
초록
Abstract
1. 서론
2. 해석모델
3. 수치해법
4. 결과
5. 결론
후기
참고문헌
참고문헌 (8)
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1. [보고서] - / 2010 / CNSC Staff Integrated Safety Assessment of Canadian Nuclear Power Plants for 2009 : 120 ~
2. [보고서] - Collins, W. M. / 1988 / Simulation of the SPEL Small Scale Moderator Experiments Using the General Purpose Fluid-flow, Heat Transfer Code PHOENICS
3. [학술대회논문] - Huget, R. G. / 1989 / Status of Physical and Numerical Modelling of CANDU Moderator Circulation / 10th Annual Canadian Nuclear Society Conference
4. [학술대회논문] - Yoon, C. / 2002 / Validation of a CFD Analysis Model for PredictingCANDU-6 Moderator Temperature against SPELExperiments / Proc. 10th Int. Conf. Nuclear Eng.
5. [학술지(정기간행물)] - Kim, M. W. / 2006 / Analyses on Fluid Flow and Heat Transfer insideCalandria Vessel of CANDU-6 Using CFD / NuclearEngineering and Design 236 : 1155 ~ 1164
2. [보고서] - Collins, W. M. / 1988 / Simulation of the SPEL Small Scale Moderator Experiments Using the General Purpose Fluid-flow, Heat Transfer Code PHOENICS
3. [학술대회논문] - Huget, R. G. / 1989 / Status of Physical and Numerical Modelling of CANDU Moderator Circulation / 10th Annual Canadian Nuclear Society Conference
4. [학술대회논문] - Yoon, C. / 2002 / Validation of a CFD Analysis Model for PredictingCANDU-6 Moderator Temperature against SPELExperiments / Proc. 10th Int. Conf. Nuclear Eng.
5. [학술지(정기간행물)] - Kim, M. W. / 2006 / Analyses on Fluid Flow and Heat Transfer insideCalandria Vessel of CANDU-6 Using CFD / NuclearEngineering and Design 236 : 1155 ~ 1164
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