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가압 경수형 원자로 에서의 재관수 현상에 대한 수치적 모델 개발 = Development of numerical model for reflooding phemomena in a pressurized water reactor
서명 / 저자 가압 경수형 원자로 에서의 재관수 현상에 대한 수치적 모델 개발 = Development of numerical model for reflooding phemomena in a pressurized water reactor / 정법동.
저자명 정법동 ; Chung, Bub-Dong
발행사항 [서울 : 한국과학기술원, 1982].
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MME 8225

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초록정보

A computer program entitled QUEN1D is developed for analyses of the reflooding phase of a loss of coolant accident (LOCA) in a pressurzed water reactor(PWR). The physical model consists of a finite vertical fuel rod whose initial surface temperature distribution is similar to a chopped cosine form. During reflooding, six different regions of the flow regime are assumed : (1) a sub-cooled single phase region, (2) a film boiling region which is further divided into two regions, that is, a sub-cooled film boiling region and a saturated film boiling regions, (5) a dispersed flow region, and (6) a region where its surface is precooled by the coolant carried over beyond the dispersed flow region. A numerical solution of the one-dimensional heat conduction equation is obtained using the finite difference method. Also, heat transfer coefficients for different regions are abtained from well known existing correlations. To examine the applicability of the present computer model, results of analyses of the QUENlD are compared with the PWR-FLECHT data: At higher flooding rate a good agreement is obtained, whereas at low flooding rate disagreement becomes noticeable. A recommandation is made to extend the present works to improve the applicability of the present computer code.

가압경수형원자로에서의 재관수현상을 모사하기위해 물리적 현상에 기초를 둔 QUEN1D 전산코드를 개발하였다. 이러한 재관수현상을 해석함에 있어서 핵 연료봉에서의 열전도식을 일차원적 근사를하여 유한 차분법으로 해를 구하였으며 일차원적근사와 유한차분법의 결점을 보완하기 위해서 ?칭되고있는 부분 및 ?칭되어 있는 부분의 표면온도를 근사적으로 추정하였다. 그리고 표면에서의 열 전달 계수를 결정하기위해 2상 유체 유동식에서 정상상태를 가정하여 유동특성을 파악하고 각 유동영역에 맞는 실험적인 상관관계를 사용하였다. QUEN1D 전산코드의 타당성을 조사하기 위해서 가압경수형원자로의 재관수 현상을 모사한 실험인 PWR-FLECHT 실험치 및 기존의 전산코드인 REFLUX의 계산치와 QUEN1D의 계산치를 비교하고 분석하였다.

서지기타정보

서지기타정보
청구기호 {MME 8225
형태사항 vi, 74 p. : 삽도 ; 26 cm
언어 한국어
일반주기 부록 : A, 퀸칭현상에 대한 해석적 모델. - B, PWR flecht (full length emergency cooling heat transfer) 실험. - C, 물성치의 온도에 대한 변화
저자명의 영문표기 : Bub-Dong Chung
지도교수의 한글표기 : 전문헌
지도교수의 영문표기 : Moon-Hyun Chun
학위논문 학위논문(석사) - 한국과학기술원 : 기계공학과,
서지주기 참고문헌 : p. 61-64
주제 Nuclear reactor accidents.
Heat --Conduction.
Finite differences.
Pressurized water reactors --Loss coolant.
Film boiling.
냉각재 상실. --과학기술용어시소러스
원자력 발전. --과학기술용어시소러스
막 비등. --과학기술용어시소러스
유한 차분법. --과학기술용어시소러스
경수로. --과학기술용어시소러스
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