메뉴 건너뛰기
.. 내서재 .. 알림
소속 기관/학교 인증
인증하면 논문, 학술자료 등을  무료로 열람할 수 있어요.
한국대학교, 누리자동차, 시립도서관 등 나의 기관을 확인해보세요
(국내 대학 90% 이상 구독 중)
로그인 회원가입 고객센터 ENG
주제분류
인문학
인문학 일반 역사학 철학 종교학 어문학 기타 인문학
사회과학
사회과학 일반 경영학 관광학 교육학 군사학 문헌정보학 법학 사회학 신문방송학 심리과학 정치외교학 지리학 행정학 경제학 무역학 인류학 기타 사회과학
자연과학
자연과학 일반 물리학 생물학 생활과학 수학·통계학 천문학 지구과학 화학 기타 자연과학
공학
공학 일반 건축공학 기계공학 산업공학 재료·에너지공학 전기전자공학 조선해양공학 화학공학 컴퓨터학 기타공학
의약학
의학 일반 간호학 수의학 약학 한의학 기초의학 임상의학 기타 의약학
농수해양학
농수해양학 일반 농학 수산학 식품과학 임학 축산학 해상운송학 기타 농수해양학
예술체육학
예술 일반 디자인 미술 미용 사진 음악학 의상 체육 공연매체예술 기타 예술체육학
복합학
학제간연구 과학기술학 뇌인지과학 기술정책 기타 복합학

ENG

추천
검색
질문

논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
김성훈 (한국원자력연구원) 조봉현 (한국원자력연구원) 탁남일 (한국원자력연구원) 김민환 (한국원자력연구원)
저널정보
한국전산유체공학회 한국전산유체공학회지 한국전산유체공학회지 제15권 제1호
발행연도
2010.3
수록면
1 - 8 (8page)

이용수

표지
📌
연구주제
📖
연구배경
🔬
연구방법
🏆
연구결과
AI에게 요청하기
추천
검색
질문

초록· 키워드

오류제보하기
RCCS is a passive safety-related system that removes the decay heat of VHTR when normal decay heat removal systems are in failure. Understanding thermo-hydraulics of RCCS is important to design a safer VHTR. RCCS consists of 292 cooling panels, which are placed in the reactor cavity. The layout of RCCS gives an idea that, for CFD simulations, cooling panels can be assumed to be one annulus tube. This assumption can reduce significantly the computational time, especially for the unsteady simulation. To simulate RCCS in an axisymmetric manner, three models were suggested and compared. Each model has (1) the same outer radius, (2) the same cross-sectional area (3) the same pressure drop, respectively, as the RCCS cooling panels. The steady-state simulation was conducted with these three models and the DO radiation model. It is found that over 90% of the heat from the outer wall of the reactor pressure vessel is transported to the RCCS by radiative heat transfer. The simulation with the third model, which has the same pressure drop as the design, estimates the closest wall temperature profiles to a thermo-hydraulic code, GAMMA+, result.
#전산유체역학(CFD) #정상상태(Steady State) #복사열전달 (Radiative Heat Transfer) #초고온가스로(VHTR)

목차

1. 서론
2. 계산영역 및 계산 방법
3. 결과
4. 결론
후기
참고문헌

참고문헌 (14)

참고문헌 신청
1. [기타자료] - General Atomics / 1996 / Gas Turbine-Modular Helium Reactor (GT-MHR) Conceptual Design Description Report / Rev.01. google schola 2. [학술지(정기간행물)] - Lim, H.S / 2006 / GAMMA multi-dimensional multi-component mixture analysis to predict air ingress phenomena in an HTGR / Nuclear Science and Engineering 152 : 87 ~ 97 google schola 3. [학술대회논문] - Oh, C / 2007 / Development of GAMMA Code and Evaluation for a Very High Temperature Gas-Cooled Reactor / 2007 International Topical Meeting on Safety and Technology of Nuclear Hydrogen Production, Control, and Management google schola 4. [학술지(정기간행물)] - No, H.C / 2007 / Multi-component diffusion analysis and assessment of GAMMA code and improved RELAP5 code / Nuclear Engineering and Design 237 : 997 ~ 1008 google schola 5. [학술지(정기간행물)] - Kim, E.S / 2008 / Esitmation of graphite density and mechanical strength variation of VHTR during air-ingress accident / Nuclear Engineering and Design 238 : 837 ~ 847 google schola

함께 읽어보면 좋을 논문

논문 유사도에 따라 DBpia 가 추천하는 논문입니다. 함께 보면 좋을 연관 논문을 확인해보세요!

이 논문의 저자 정보

이 논문과 함께 이용한 논문

중형 공정열교환기 시제품 고온구조해석
송기남 ,  홍성덕 ,  박홍윤 대한기계학회 논문집 A권 2012 .10
NHDD 용 중간열교환기 예비 열수치 설계
김찬수 ,  홍성덕 ,  김용완 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2009 .11
Mod. 9C-1Mo 강의 550℃에서의 용접재에 대한 크리프 균열성장 속도의 확률적 해석
박재영 ,  김우곤 ,  장진성 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2011 .11
초고온 가스로용 Alloy 617의 사용조건에서의 크리프 수명 신뢰성 해석
김우곤 ,  박재영 ,  홍성덕 외 2명 대한기계학회 춘추학술대회 2011 .11
공정열교환기 설계 및 소형 시제품에 대한 고온구조건전성 평가
송기남 ,  홍성덕 ,  박홍윤 대한기계학회 춘추학술대회 2011 .11

최근 본 자료

전체보기

댓글(0)

0

UCI(KEPA) : I410-ECN-0101-2010-422-003359829