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논문 기본 정보

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학술저널
저자정보
윤현기 (한국원자력연구원) 서경우 (한국원자력연구원) 김성훈 (한국원자력연구원)
저널정보
한국유체기계학회 한국유체기계학회 논문집 한국유체기계학회 논문집 제21권 제6호(통권 제111호)
발행연도
2018.12
수록면
54 - 63 (10page)
DOI
10.5293/kfma.2018.21.6.054

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이 논문의 연구 히스토리 (12)

2022

SMR 원자로 냉각재 펌프 설계요건
윤현기 ,  이강헌 ,  정재호 한국유체기계학회 학술대회 논문집 2022.11 학술대회자료

2019

연구용 원자로의 노심 붕괴열 제거 유량을 고려한 일차냉각계통 펌프 및 전력공급계통 개념설계
윤현기 ,  김다용 대한기계학회 춘추학술대회 2019.11 학술대회자료

2018

연구용 원자로의 원자로 구조물 집합체 스트레이너에서의 압력강하 평가
윤현기 ,  김다용 ,  서재광 대한기계학회 춘추학술대회 2018.12 학술대회자료
연구용원자로 일차냉각계통 펌프 및 관성바퀴 설계
윤현기 ,  서경우 ,  김성훈 한국유체기계학회 논문집 2018.12 학술저널
냉각재 상실사고 시 연구용 원자로 수조수 재고량을 고려한 일차냉각계통 펌프 설계요건
윤현기 ,  서경우 ,  김성훈 한국유체기계학회 학술대회 논문집 2018.11 학술대회자료

2017

SMART 원자로냉각재펌프의 수력설계요건
윤현기 ,  박진석 ,  김영인 한국유체기계학회 학술대회 논문집 2017.12 학술대회자료
연구용 원자로 격자판에서의 온도분포 평가
윤현기 ,  서경우 대한기계학회 춘추학술대회 2017.11 학술대회자료

2014

연구용 원자로 능동잔열제거계통 펌프의 설계 요건
윤현기 ,  서경우 ,  김성훈 한국유체기계학회 학술대회 논문집 2014.11 학술대회자료
개방형 수조 형태 연구용 원자로의 수조 유동 해석
윤현기 ,  서경우 ,  김성훈 외 1명 한국전산유체공학회 학술대회논문집 2014.05 학술대회자료

2013

연구용 원자로에서 일차냉각펌프의 설계 요건
윤현기 ,  서경우 ,  김성훈 한국유체기계학회 학술대회 논문집 2013.11 학술대회자료
개방형 수조 형태의 연구용 원자로 수조고온층계통에서의 T-형태 유동 분출 배관 설계
윤현기 ,  서경우 ,  김성훈 외 1명 한국전산유체공학회 학술대회논문집 2013.05 학술대회자료

2012

연구용 원자로 수조고온층계통에서의 입구 및 출구 배관 설계
윤현기 ,  서경우 ,  박용철 외 1명 한국전산유체공학회 학술대회논문집 2012.05 학술대회자료

초록· 키워드

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A primary cooling system pump circulates the coolant from the reactor core to the heat exchanger in order to remove the heat generated from the reactor core continuously. A centrifugal pump with the non-dimensional specific speed of 0.59[-] and specific diameter of 4.95[-] is designed in consideration of the flow band design and the pressure drop of the primary cooling system, the NPSH margin, and the coastdown flow rate. Acceptable uncertainties of the total pressure drop of the primary cooling system are determined to be ±7% from the best estimated design point based on pump performance test results. The NPSH margin of 2.0 is ensured to operate the primary cooling system pump without the cavitation. After the primary cooling system pump stop, the core decay heat is removed by the pump coastdown flow induced by the inertia force of the flywheel installed between the pump casing and the motor. The flywheel is designed to provide the rotating kinetic energy of 162 kJ. The pump hydraulic efficiency model is suggested to predict the coastdown flow rate. The pump coastdown flow rate is maintained for more than 85sec.
#Primary Cooling System Pump(일차냉각계통 펌프) #NPSH Margin(유효흡입수두 여유도) #Flywheel(관성바퀴) #Coastdown flow rate(관성서행 유량) #Flow Band Design(유량범위설계) #Research Reactor(연구용원자로)

목차

ABSTRACT
1. 서론
2. 일차냉각계통 펌프 설계요건
3. 일차냉각계통 펌프 시험
4. 일차냉각계통 관성서행 유량
5. 결론
References

참고문헌 (22)

참고문헌 신청
[기타자료] - IAEA / 2001 / The Applications of Research Reactor / IAEA-TECDOC-1234 google schola [학술대회논문] - Seo, K. W. / 2017 / Commissioning Experience for Reactor and Primary Cooling System of Jordan Research and Training Reactor / 18th IGORR (International Group on Research Reactors) conference and IAEA Workshop google schola [학술지(정기간행물)] - Gao, H. / 2011 / Transient Flow Analysis in Reactor Coolant Pump Systems During Flow Coastdown Period / Nuclear Engineering and Design 241 : 509 ~ 514 google schola [학술지(정기간행물)] - Farhadi, K. / 2010 / Analysis of Flow Coastdown for an MTR-pool Type Research Reactor / Progress in Nuclear Energy 2010 : 573 ~ 579 google schola [단행본] - Stepanoff, A. J. / 1957 / Centrifugal and Axial Flow Pumps / John Wiley & Sons google schola

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