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저자정보
강형석 (한국원자력연구원) 김성일 (한국원자력연구원) 하광순 (한국원자력연구원)
저널정보
한국전산유체공학회 한국전산유체공학회지 한국전산유체공학회지 제25권 제3호
발행연도
2020.9
수록면
34 - 43 (10page)
DOI
10.6112/kscfe.2020.25.3.034

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Korea Atomic Energy Research Institute performed a CFD calculation of a natural convective flow in the steam generator inlet plenum at the Westinghouse 1/7 test facility to establish an analysis methodology for generating input parameters of the MELCOR code which will be used in analyzing the temperature induced steam generator tube rupture accident in an optimized power reactor 1000 MWe. Through this CFD analysis against the test results, we developed a CFD analysis methodology to accurately predict the recirculation ratio, thermal mixing fraction, and discharge coefficient with an error range of approximately ±10%. Though this CFD analysis methodology underestimated approximately 25% for the proposed hot tube number in the steam generator of the test results, we judged that this discrepancy may not be large when considering uncertainties resulted from 51 measured tube temperatures over all 216 tubes in the test facility. Finally, we found that the buoyancy turbulence generation plays an important role to control the natural convection flow in the steam generator inlet plenum because this model can enhance the recirculation flow. As a further work, we will apply the proposed CFD analysis methodology for other test cases conducted at the Westinghouse 1/7 test facility for producing various validation results.
#고온 유발 증기발생기 전열관 파단사고(Temperature-Induced Steam Generator Tube Rupture Accident) #자연대류유동(Natural Convection Flow) #부력난류(Buoyancy Turbulence) #대향류(Counter-Current Flow)

목차

1. 서론
2. Westinghouse 자연순환 실험
3. CFD 해석
4. 결론 및 향후 연구
References

참고문헌 (15)

참고문헌 신청
2016, Amendment of Regulation and Notification for Technical Standards about a Nuclear Facility, Nuclear Safety and Security Commission. google schola 2014, “Status of Follow-up Measures and Action Plan from Fukushima Accident, Nuclear Safety and Security Commission. google schola 1998, SGTR Severe Accident Working Group, Risk Assessment of Severe Accident-Induced Steam Generator Tube Rupture, Technical Report, NUREG-1570, USNRC. google schola 2019, Kim, S.I., Kang, H.S., Kim, S.B., Na, Y.S., Ryu, E.H., Park, R.J., Park, J.H., Song, Y.M., Song, J.H. and Hong, S.W., Evaluation of Steam Generator Tube Rupture Accident Sequence, Technical Report, KAERI/TR-7852/2019, KAERI. google schola 2004, Boyd, C.F., Helton, D.M. and Hardesty, K., CFD Analysis of Full-Scale Steam Generator Inlet Plenum Mixing During a PWR Severe Accident, Technical Report, NUREG-1788, USNRC. google schola

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