• Nuclear Engineering and Technology
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• v.23 no.2
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• pp.183-199
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• 1991

Transient response of temperature distributions in a Pressurized Water Reactor (PWR) pressurizer vessel wall for the Inadvertent Auxiliary Spray transient has been analyzed with conservatism accounted for the resulting thermal stresses in the regions of the vessel wall which are wetted by the spray water droplets. In order to determine the forced convective heat transfer coefficient at the inner boundary surface of vessel wall where the droplets impinge on and flow down, the transient temperatures of spray droplets when they reach the inner surface of the vessel wall after travelling from the spray nozzle through the pressurizer interior space occupied with the saturated steam-noncondensable hydrogen gas mixture have been predicted. The transient temperature distributions in the vessel wall have been obtained by using the finite element method, and the typical results have been provided. It has been shown that the results of thermal analysis are consistent with representation of the input transient and have plausible physical meaning.

• Korean Journal of Air-Conditioning and Refrigeration Engineering
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• v.3 no.5
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• pp.337-349
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• 1991

Heat and mass transfer rates to spray water droplets for spray transients in a high pressure vessel have been predicted by two different droplet models: the complete mixing model and the non-mixing model. In this process, the ambient fluid surrounding the droplets is a real-gas mixture composed of saturated steam and noncondensable hydrogen gas at high pressure. The physical properties of the mixture are estimated by applying the concept of compressibility factor and using appropriate correlations. A computer program, DROPHMT, to calculate the heat and mass transfer rates for two different droplet models has been developed. As an illustrative application of the computer program to engineering practices, heat and mass transfer rates to spray water droplets for spray transients in a Pressurized Water Reactor (PWR) pressurizer have been calculated, and the typical results have been provided.

• Nuclear industry
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• v.6 no.10 s.44
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• pp.25-30
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• 1986

지난 4월 26일 발생한 소련 체르노빌 원자력발전소 사고로 전세계의 관심을 집중시켰던 소련의 흑연채널형로(RBMK)에 대하여서는 자유세계에 사고내용과 설비현황이 수시로 보도된 바 있으나, 소련에는 RBMK형과 같이 쌍벽을 이루고 있는 로형의 하나로 소련이 독자적으로 개발하여 상용화하고 있는 가압수형로(VVER)가 있다. 체르노빌원전 사고후 소련의 원자력이용국가위원회 부의장은 '앞으로 소련은 PWR 개발에 주력하겠다'고 발표한 바 있어, 현재 건설 및 계획중인 VVER형이 장차 주동력로가 될 것으로 예상되며, RBMK형에서 VVER형으로 전환될 것으로 생각된다. 최근의 보도에 의하면 소련이 북한에 총설비용량 176만KW의 원자력발전설비를 공급한다고 하여 국내 원자력계에 지대한 관심을 불러일으키고 있는데, 현재까지 소련이 위성국가에 공급한 발전로가 대부분 VVER-440형이며, 북한의 전력설비용량으로 보아 단기용량 44만KW가 기술적으로 최적이고 또한 소련이 기술자립이된 로형이란 점 등으로 소련이 북한에 공급할 원자로는 VVER-440형 4기가 될 가능성이 가장 크다고 추정되므로 이번에 특집으로 VVER형로에 관한 자료와 아울러 소련 및 위성국가들의 원자력개발 실정을 정리 소개한다.