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(An) improved model for predicting the two-phase mixture level in a reator vessel under loss of coolant accident conditions = 냉각재 상실사고시 원자로용기내에서의 이상혼합체 수위 예측을 위한 개선된 모델
서명 / 저자 (An) improved model for predicting the two-phase mixture level in a reator vessel under loss of coolant accident conditions = 냉각재 상실사고시 원자로용기내에서의 이상혼합체 수위 예측을 위한 개선된 모델 / Tae-Suk Hwang.
발행사항 [서울 : 한국과학기술원, 1989].
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A new model is developed for predicting the two-phase mixture level in a reactor vessel under accident conditions such as LOCA and for predicting rod temperature when core uncovery occurs. The present model can simulate the accident situation in the real plant in which heat-up and flashing phenomena occur simultaneously at the time of an accident. The developed model for predicting the two-phase mixture level describes void fraction as a time-varying and local-varying variable. The time variation of void fraction in this model is solved from the void propagation equation and its spatial variation is solved by the Least Squares Method. And the derivation of governing equations is based on the mass conservation equation combined with the energy equation. Since the present model does not involve any quasi-steady or uniform assumptions on void fraction, the fast transient can be described well. The comparisons of prediction results with the rod bundle test data and the liquid pool flashing test data show that the present model gives good results in both boil-off cases and flashing cases. Therefore, it can be said that the present model is applicable to accident analysis in a real plant with reasonable accuracy. The rod temperature prediction results over the uncovered region is compared with EPRI's 336 rod bundle test data and the comparisons show that the prediction results overestimate the rod temperature at any location at the early stage of the transient, especially near the steam-water interface. This is resulted from initial wetting of steam probes due to droplets. But since the present model includes droplet effects on heat transfer coefficients, the simulation results show good agreement with the test data over the transient.

원자로의 안전이라는 측면에서 볼 때, 냉각재 상실 사고와 같은 사고 조건하에서 노심수위를 정확히 예측하는 것은 매우 중요하다. 따라서 본 모델은 사고시에 boiling과 flashing이 동시에 일어나는 실제 원자로 용기내의 상황을 모사하여 시간에 따라 이상 혼합체 수위가 어떻게 변화하는가를 나타내는 것을 그 목적으로 한다. 빠른 과도 현상을 기술하기 위해서는 기포율을 정확히 예측하는 것이 필요한데 여기서는 기포율을, 시간에 따라서도 변하고 공간에 따라서도 변하는 변수로서 기술하였다. 기포율의 시간에 따른 변화는 기포 전파 방정식을 풂으로써 해결했고 공간에 따른 변화는 구해진 몇 지점에서의 정보를 기초로 최소 자승법(Least Squares Method)을 이용하여 해결했다. 계평균기포율의 개념을 사용하는 기존의 모델에서는 평균기포율을 구하기 위해 여러가지 가정들을 사용하는 반면, 본 모델에서는 이러한 가정이 필요없으므로 기포율에 대해 좀 더 정확한 정보를 얻을 수 있었다. 한편 본 모델은 boiling이나 flashing만이 일어나는 상황을 모사할 수 있는데, 이 모사 결과들은 여러가지 실험자료들 및 기존의 모델들과 비교되었으며 모든 경우에 대해 좋은 결과를 얻었다. 이외에도 본 모델은 노심 노출이 일어나는 경우 노출된 연료봉에 대한 온도 계산을 행하도록 되어 있다. 열전달 계수에 물방울 효과를 고려한 결과, 기존의 모델보다 좋은 결과를 얻을 수 있었다.

서지기타정보

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청구기호 {MNE 8929
형태사항 [vi], 48 p. : 삽화 ; 26 cm
언어 영어
일반주기 저자명의 한글표기 : 황태석
지도교수의 영문표기 : Hee-Cheon No
지도교수의 한글표기 : 노희천
학위논문 학위논문(석사) - 한국과학기술원 : 핵공학과,
서지주기 Reference : p. 44-46
주제 Nuclear pressure vessels.
Water levels.
Two-phase flow.
냉각재 상실. --과학기술용어시소러스
원자로 용기. --과학기술용어시소러스
이상 유체. --과학기술용어시소러스
수위. --과학기술용어시소러스
Pressurized water reactors --Loss of coolant.
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