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Thermohydraulic design analysis of PWR U-tube steam generator = 가압 경수형 원자력 발전소에 사용되는 U-TUBE 증기 발생기의 열수력적 설계분석
서명 / 저자 Thermohydraulic design analysis of PWR U-tube steam generator = 가압 경수형 원자력 발전소에 사용되는 U-TUBE 증기 발생기의 열수력적 설계분석 / Chang-Ro Lee.
발행사항 [서울 : 한국과학기술원, 1984].
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MNE 8412

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A computer code, USDA(U - tube Steam Generator Design Analysis Code) for U - tube steam generator design analysis was developed on the basis of the PWR core transient analysis code, THERMIT. The fluid model, which is based on three - dimensional, nonlinear, and two fluid conservation equations for mass, energy and momentum, can account for both compressibility and thermal expansion of fluid flow. The numerical scheme is characterized by the ICE (Implicit Continuous - fluid Eulerian) method and semi - implicit method. In the present work, the original (x, y, z) coordinates used in THERMIT were transformed to the cylindrical coordinates (r, θ, z) which are better fitted in the geometry of steam generators. The recirculation flow model was developed to implement the downcomer. The model was developed to account for the U - bend frictional pressure drop by coordinates transformation, which uses the natural geometry coordinates of the U - bend region. Sample calculation was done by using simulation experiments performed by EPRI to check the code.

가압 경수형 원자로의 천이해석 코드인 THERMIT 를 기초로 하여 u-tube 증기 발생기의 열수력적 설계분석을 위한 콤퓨터 코드 USDA를 개발하였다. 이 코드에서 사용한 유체 모델은 질량, 에너지 그리고 운동량에 대한 3차원, 비선형 그리고 two-fluid 보존 방정식에 근거한 모델로써 그 유체유동의 압축성 및 열팽창에 의한 영향을 다룰 수 있다. 수치 해석적 방법은 ICE 기교와 Semi-implicit 방법을 사용하고 있다. 이 논문의 주된 작업으로는 증기 발생기의 구체적인 형태를 보다 잘 다루기 위해 THERMIT 의 원래 좌표인 직교좌표(x,y,z)를 원통좌표$(r,θ,z)$로 좌표변환하는것, 그리고 downcomer의 영향을 보완하기 위해 재순환 유동 모델과 u-bend영역에서의 마찰에 의한 압력강하를 예측하는 모델을 개발하는 것 등이다. EPRI에 의해 수행된 실험장치를 이용하여 USDA를 점검하기 위한 모의 계산을 수행하였다. 이 모의 계산 결과로부터 USDA 는 가압 경수로에 사용되는 u-tube 증기 발생기의 열수력적 설계분석에 유용한 코드가 될 수 있다는 결론에 도달했다.

서지기타정보

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청구기호 {MNE 8412
형태사항 1책(면수복잡) : 삽화 ; 26 cm
언어 영어
일반주기 Appendix : A, Interfacial exchange terms. - B, Heat transfer correlation summary. - C, Control volume fluid flow equations. - D, Frictional pressure drop in U-bend region. -E, Modified subroutines. - F, Results of sample calculation
저자명의 한글표기 : 이창로
지도교수의 영문표기 : Hee-Cheon No
지도교수의 한글표기 : 노희천
학위논문 학위논문(석사) - 한국과학기술원 : 핵공학과,
서지주기 Reference : p. 51-52
주제 Steam-boilers.
PWR 원자로. --과학기술용어시소러스
열 설계. --과학기술용어시소러스
Pressurized water reactors.
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