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논문 기본 정보

자료유형
학술대회자료
저자정보
안상모 (한국원자력연구원) 김성일 (한국원자력연구원)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2024년 학술대회
발행연도
2024.11
수록면
1,269 - 1,272 (4page)

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This paper presents the numerical investigations on the spreading behavior of UO₂-ZrO₂ based corium (VOLCANO VE- U7 benchmark) in the light water reactors and molten salts of FLiNaK and NaCl-KCl-UCl₃ in the molten salt reactors considering the melt solidification effect. The CFD analysis results of corium spreading with a wide phase change temperature of 1250 K showed good agreements with the experimental results of early phase spreading. Both Ramaccioti’s temperature-dependent viscosity model and the enthalpy-porosity method with the constant viscosity were found very effective to reflect the corium solidification. In addition, the decay heat effect could be considerable to enhance the melt spreading. However, some limitations were found in simulating the freezing at the leading edge both for corium and molten salts, which could play a barrier to prevent further spreading. More research is needed to simulate the thermohydraulic behavior of the eutectic melt materials such as molten salts.
#원자력 발전소 중대사고(Severe accident in nuclear power plant) #용융물 방출 사고(Melt release accident) #노심용융물(Corium) #용융염(Molten salt) #용융물 퍼짐 및 고화(Mel spreading and solidification)

목차

Abstract
1. 서론
2. 수치해석 방법 및 절차
3. 해석결과
4. 결론
참고문헌

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