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논문 기본 정보

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학술대회자료
저자정보
차재은 (한국원자력연구원) 이상혁 김성오
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2009년도 추계학술대회 강연 및 논문 초록집
발행연도
2009.11
수록면
2,366 - 2,369 (4page)

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KAERI has been developing a KALIMER-600 which is a pool-type sodium-cooled fast reactor with a 600MWe electric generation capacity. For a SFR development, one of the main topics is an enhancement of the reactor system safety. Therefore, we are designing the large sodium experimental facility to evaluate the reactor safety and component performance. Before a large sodium test, we are going to conduct a scaled water model test due to several benefits. In this study, we intend to investigate the thermal hydraulic behavior with a 1/10 scaled reactor vessel model for the KALIMER-600 reactor. For the flow field measurement, the PIV and UVP methods will be used in a transparent Plexiglas reactor vessel model at around 30℃ water condition. In this paper, we shortly described the scaling analysis status and experiment plan.

목차

Abstract
1. 서론
2. 척도해석 및 실험장치 설계
3. 결론
후기
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