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학술저널
저자정보
이민규 (한국원자력연구원) 문주형 (한국원자력연구원) 한훈식 (한국원자력연구원) 김석 (한국원자력연구원) 김영인 (한국원자력연구원)
저널정보
한국유체기계학회 한국유체기계학회 논문집 한국유체기계학회 논문집 제20권 제6호(통권 제105호)
발행연도
2017.12
수록면
57 - 62 (6page)
DOI
10.5293/kfma.2017.20.6.057

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In this study, a series of transient analysis is conducted to evaluate thermal hydraulic performance for pressurizer (PZR) of an integral reactor. Mass and energy conservation equations are used for the transient calculation, and electrical heater and heat loss are additionally considered to solve the PZR energy equation. Linear power variations can yield in-surge and out-surge flow between the RCS and the PZR, and the amount of surge flow rates are calculated to assess the PZR performance. The PZR region is assumed to be maintained the saturation state during the transient analysis. As time passes by, the thermal hydraulic behaviors (pressure and level) of the PZR are mainly investigated whether the results exceed the operation limits or not. Moreover it is also discussed to compare the heat loss and the PZR heater power. Finally, the calculation results show that the PZR can be operated within the operation limits during the linear power variation.
#Steam pressurizer(증기가압기) #Integral reactor(일체형 원자로) #Transient analysis(과도해석) #Linear power variation(선형출력변화)

목차

ABSTRACT
1. 서론
2. 해석 방법(Analysis Methods)
3. 계산 결과(Calculation Result)
4. 결론(Conclusion)
References

참고문헌 (2)

참고문헌 신청
Cengel, Y. A. and Boles, M. A., 2007, “Thermodynamics?an Engineering Approach,” McGraw-Hill, 5th Edition. Todreas, N. E. and Kazimi, M. S., 1990, “Nuclear Systems I?Thermal Hydraulic Fundamentals,” Hemisphere Publishing Corporation.

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