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논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
예인수 (성균관대학교) 류창국 (성균관대학교) 하광순 (한국원자력연구원) 송진호 (한국원자력연구원)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 논문집 B권 대한기계학회논문집 B권 제35권 제4호
발행연도
2011.4
수록면
425 - 429 (5page)

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이 논문의 연구 히스토리 (2)

2011

전산해석을 이용한 원자로 노심 용융물의 노외 거동 및 열전달 특성 분석
예인수 ,  류창국 ,  하광순 외 1명 대한기계학회 논문집 B권 2011.04 학술저널

2010

전산해석을 통한 원자로 노심 용융물의 채널 내 퍼짐 및 열전달 특성 분석
예인수 ,  류창국 ,  하광순 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2010.11 학술대회자료

초록· 키워드

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원자로의 노심 손상에 따른 노심 용융물의 유출시 코어캐쳐라고 불리는 설비를 통해 용융물을 억제하고 냉각시키게 된다. 이 때 노의 노심용융물의 거동은 희생물질과의 반응을 포함한 복잡한 물리적, 화학적 현상에 결정된다. 이 연구는 기존의 용융물 거동 실험결과에 대헤 용융물의 유동과 열전달의 세부적인 특성을 사용코드를 이용해 해석하여 검증함으로써 코어캐쳐의 설계에 활용할 수 있도록 하기 위한 것이다. 단순화된 채널에서 시간에 따르 용융물과 공기의 이상유동과 복사열전달을 VOF 모델과 구분종좌법을 적용하여 비정상상태에서 해석한 결과, 열전달에 따른 용융물 내부의 온도변화 및 이에 따른 점성 변화 등을 예측할 수 있음을 확인하였다. 이러한 접근방식을 기초로 향후 용융물의 조성, 유량 및 온도 등의 조건에 따른 용융물의 거동에 대한 자세한 평가가 필요하다.
#Core Melt(노심용융물) #Core-Catcher(코어캐쳐) #Heat Transfer(열전달) #Numerical Simulation(전산해석) #Two-Phase Flow(이상유동)

목차

초록
Abstract
1. 서론
2. 연구 방법
3. 결과 및 토의
4. 결론
후기
참고문헌

참고문헌 (8)

참고문헌 신청
1. [학술지(정기간행물)] - Jeong, H. W / 2000 / Simulated Experiments on High Pressure Melt Ejection in the Reactor Cavity during Severe Accident / Trans. of the KSME(B) 24 (11) : 1447 ~ 1456 google schola 2. [보고서] - Ha, K. S / 2009 / Concept and Evaluation Method of Ex-Vessel Core Catcher google schola 3. [학술지(정기간행물)] - Journeau, C / 2006 / The VULCANO VE-U7 Corium Spreading Benchmark / Progress in Nuclear Energy 48 (3) : 215 ~ 234 google schola 4. [학술지(정기간행물)] - Cognet, G / 2001 / Corium Spreading and Coolability CSC Project / Nuclear Engineering and Design 209 (1) : 127 ~ 138 google schola 5. [학술지(정기간행물)] - Foit, J. J / 2004 / Spreading Under Variable Viscosity and Time-Dependent Boundary Conditions: Estimate of Viscosity from Spreading Experiments / Nuclear Engineering and Design 227 (2) : 239 ~ 253 google schola

이 논문의 저자 정보

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