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
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2021.10
- 수록면
- 569 - 576 (8page)
- DOI
- 10.3795/KSME-B.2021.45.10.569
이용수
이 논문의 연구 히스토리 (2)
- 이 논문의 후속연구가 궁금하신가요?
- 연관 학술논문 또는 학술발표를 통해 보다 발전된 연구결과를 확인하실 수 있습니다.
- 이 논문의 연구 히스토리 확인하기
초록· 키워드
오류제보하기
원전 안전해석에 사용되는 전산코드의 예측성능은 주요 과도/사고를 모의하는 실증실험의 검증계산을 통해 평가된다. 본 연구에서는 MARS-KS 코드의 중수로 사고해석 적용 유효성 확인을 위한 코드 검증평가 기반 마련을 위해 RD-14M의 LOCA 실증실험(B9006)을 모의하는 해석 모델을 개발하였고, 실험 결과와 비교·분석하였다. 코드는 주요 실험 변수의 전반적인 열수력 거동을 유사하게 모의하였고, 계통 내 물리적 현상을 합리적으로 예측하는 것으로 평가되었다. 그리고 전산코드의 사고해석 적용 유효성 확인을 위해 코드 version 간 실증실험 예측성능 변화를 상호 비교하였다. 본 논문은 RD-14M 실증실험의 검증계산을 위한 해석 모델과 MARS-KS 코드 성능의 개선에 기여할 것으로 기대된다.
목차
초록
Abstract
1. 서론
2. 실증실험 설비 모델링
3. 수치해석 결과
4. 결론
참고문헌(References)
참고문헌 (12)
참고문헌 신청
IAEA, 2004, Intercomparison and Validation of Computer Codes for Thermalhydraulics Safety Analysis of Heavy Water Reactor, TECDOC-1395, International Atomic Energy Agency.
IAEA, 2012, Comparison of Heavy Water Reactor Thermalhydraulic Code Predictions with Small Break LOCA Experimental Data, TECDOC-1688, International Atomic Energy Agency.
Mysen, A., 2008, “TRACE Simulation of RD-14M B0104 LOCA Test,” Proc. of Fall 2008 CAMP Meeting, Rockville.
Oussoren, A. and Delja, A., 2014, Assessment of Channel Coolant Voiding in RD-14M Test Facility Using TRACE, NUREG/IA-0446, United States Nuclear Regulatory Commission.
Hummel, D. W., 2010, “Modeling an RD-14M LOCA Experiment with the TRACE Code,” Master’s Thesis, McMaster University, Canada.
IAEA, 2012, Comparison of Heavy Water Reactor Thermalhydraulic Code Predictions with Small Break LOCA Experimental Data, TECDOC-1688, International Atomic Energy Agency.
Mysen, A., 2008, “TRACE Simulation of RD-14M B0104 LOCA Test,” Proc. of Fall 2008 CAMP Meeting, Rockville.
Oussoren, A. and Delja, A., 2014, Assessment of Channel Coolant Voiding in RD-14M Test Facility Using TRACE, NUREG/IA-0446, United States Nuclear Regulatory Commission.
Hummel, D. W., 2010, “Modeling an RD-14M LOCA Experiment with the TRACE Code,” Master’s Thesis, McMaster University, Canada.
함께 읽어보면 좋을 논문
논문 유사도에 따라 DBpia 가 추천하는 논문입니다. 함께 보면 좋을 연관 논문을 확인해보세요!
-
중수로 실증실험설비(RD-14M)의 LOCA 실험에 대한 MARK-KS 활용 검증계산
대한기계학회 춘추학술대회
2019 .04
-
원자력 열수력 계통 코드의 냉동 사이클 적용성 평가
대한기계학회 논문집 B권
2020 .06
-
TRACE 코드를 활용한 RD-14M 의 냉각재상실사고 실증실험 검증계산
대한기계학회 춘추학술대회
2022 .04
-
체적변화를 고려하기 위한 일차원 전산해석코드 MARS-KS 지배방정식 개선
한국전산유체공학회 학술대회논문집
2020 .10
-
냉각재상실사고 신규 허용기준에 대한 계통해석코드의 필요 모델 분석
한국에너지학회 학술발표회
2017 .09
-
MARS-KS 코드를 이용한 SMART 종합시험장치의 안전주입현상 분석
대한기계학회 춘추학술대회
2019 .11
-
열수력 해석 코드 CAP과 MARS의 굴뚝 효과 모사 능력 평가
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2024 .12
-
MARS-KS 코드를 이용한 파단크기별 SMART 종합시험장치의 안전계통 특성 검증
대한기계학회 춘추학술대회
2016 .12
-
CUPID 코드와 MARS 코드를 이용한 기기/계통 다중스케일 연계 해석 코드 구현
한국전산유체공학회지
2016 .09
-
일체형 원자로용 관류식 직관형 증기발생기 열수력 해석 코드 개발
에너지공학
2015 .06
-
MARS-KS 코드를 이용한 APR1400 원전의 다중고장사고 시 운전원 조치 여유시간 분석
한국에너지학회 학술발표회
2023 .04
-
중수로 노심과도해석 전산코드에 적용할 연료채널 열수력 모듈 개발
한국에너지학회 학술발표회
2017 .09
-
다중스케일 열수력 해석을 위한 MARS-KS 와 STAR-CCM+ 연계 및 예비 해석
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2019 .07
-
APR1400 원전의 원자로용기 외벽냉각 모의를 위한 MARS-KS 코드 모델 개발
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2021 .07
-
새로운 응축열전달계수 상관식이 적용된 MARS-KS를 활용한 원자로건물 피동냉각계통 열제거 성능의 수치적 연구
에너지공학
2018 .12
-
냉각재상실사고 시 고연소 핵연료봉 거동에 대한 고유 안전해석코드의 예측 성능
한국에너지학회 학술발표회
2018 .04
-
해양원전 안전해석을 위한 MARS-KS 개선 현황
한국유체기계학회 학술대회 논문집
2020 .08
-
MARS-KS 코드를 이용한 피동고압충수용 혼합형 안전주입탱크 개별효과시험 민감도 분석
한국에너지학회 학술발표회
2016 .10
-
MARS 코드를 활용한 냉각기능상실사고 시 사용후핵연료 저장조의 열수력적 거동 예비 해석
대한기계학회 춘추학술대회
2015 .11
-
중수로원전에서 냉각재상실사고시 출력펄스 및 열수력 거동해석
대한기계학회 춘추학술대회
2015 .11
이 논문의 저자 정보
최근 본 자료
댓글(0)
0