서지주요정보
Thermal-hydraulic analysis of the containment for design of passive containment cooling system = 피동 격납용기 냉각계통의 설계를 위한 격납용기의 열-유체 분석
서명 / 저자 Thermal-hydraulic analysis of the containment for design of passive containment cooling system = 피동 격납용기 냉각계통의 설계를 위한 격납용기의 열-유체 분석 / Jong-Ha Park.
저자명 Park, Jong-Ha ; 박종하
발행사항 [대전 : 한국과학기술원, 1991].
Online Access 제한공개(로그인 후 원문보기 가능)원문

소장정보

등록번호

8002548

소장위치/청구기호

학술문화관(문화관) 보존서고

MNE 9117

휴대폰 전송

도서상태

이용가능

대출가능

반납예정일

초록정보

The safety of the containments of both of the conventional and advanced power reactors is investigated by analyzing the thermal hydraulic behavior within the containments following the loss-of-coolant accidents and the steam line breaks. A detailed examination is made of physical phenomena occurring within the containment during the accidents: the distribution of blowdown fluid between the sump region and the steam region, condensation, heat and mass transfer between the liquid and vapor regions and heat transfer to the heat sinks, etc. Sensitivity analysis is performed to Study the effect of the uncertainty of the heat transfer coefficients. The modeling of the spray and fan cooling heat removal system is also implemented in the code. For verification, present code is compared against the CONTEMPT code. In order to study the characteristics of the heat removal of the passive containment, the performance of the containment with the Passive Containment Cooling System (PCCS) is examined using the present code. The PCCS water storage tank is designed to contain sufficient water to adequately wet the containment surface for 3 days in order to cool the internal containment heated by decay heat. It is formed that the passive containment without the internal spray system is not effective to remove blowdown energy compared to the conventional one with the internal spray cooling system, but to remove decay energy.

냉각재 상실사고나 스팀라인 브레이크가 일어났을 때 기존의 발전소나 차세대 원자력 발전소의 격납용기 내에서 열-유체의 거동을 해석함으로써 격납용기의 안전성을 분석한다. 냉각재 상실사고 동안 격납용기로 방출되는 blowdown, 스팀의 응축 현상 과 구조물의 표면으로의 열전달 등 여러가지 주요한 물리적 현상이 조사된다. 또 열전달을 결정하는 열전달 계수의 민감도를 측정한다. 사고로부터 발생되는 잔열을 제거하는 공학적 안전 시스템이 어떠한 것들이 있는가 조사된다. 위와 같은 사실을 기초로 개발된 전산코드가 CONTEMPT 코드와 비교된다. 현재 개발된 프로그램을 가지고 피동 격납용기 냉각계통(PCCS)이 포함된 차세대 원자력 발전소 격납용기의 잔열 제거의 특성을 알아보고 잔열에 의해 가열된 격납용기를 냉각 시키기위해 3일동안 격납용기의 외부 표면이 마르지 않는 범위 내에서 PCCS가 설계된다. 이때 사용된 자료는 출력이 2800Mwt로 AP600보다 출력이 1/3가량 높다. 그러한 결과로부터 신형안전로에서 PCCS만으로는 기존의 발전소가 internal spray cooling system에 의해 냉각되는것 만큼 blowdown 에너지를 충분히 제거 하지는 못하지만 잔열은 효과적으로 제거함을 알 수 있다.

서지기타정보

서지기타정보
청구기호 {MNE 9117
형태사항 vi, 52 p. : 삽도 ; 26 cm
언어 영어
일반주기 저자명의 한글표기 : 박종하
지도교수의 영문표기 : Hee-Cheon No
지도교수의 한글표기 : 노희천
학위논문 학위논문(석사) - 한국과학기술원 : 핵공학과,
서지주기 Reference : p. 49-50
주제 Nuclear reactors --Containment.
원자로 격납 용기. --과학기술용어시소러스
원자로 냉각 시스템. --과학기술용어시소러스
열 분석. --과학기술용어시소러스
Thermal analysis.
QR CODE qr code