• 제목/요약/키워드: 가압수형 원자로 가압기

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PWR 가압기에서 오동작 보조살수 과도시 용기벽의 열적 과도응답 (Thermal Transient Response of a PWR Pressurizer Vessel Wall for the Inadvertent Auxiliary Spray Transient)

  • Jo, Jong-Chull;Lee, Sang-Kyoon;Shin, Won-Ky;Cho, Jin-Ho
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제23권2호
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    • pp.183-199
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    • 1991

  • 가압수형 원자로 가압기의 오동작 보조살수 과도시 용기벽에서의 온도분포에 대한 과도응답을 해석하였으며, 해석은 분무수적으로 젖게되는 용기벽면에서 나타나는 열응력에 대하여 보수적으로 수행되었다. 수적이 부딪혀서 흘러내리는 용기벽의 내부경계면에서 강제대류열전달계수를 결정하기 위하여, 분무수적들이 살수노즐을 떠나 수증기와 비응축성인 수소기체로 이루어진 혼합기로 채워져 있는 가압기 내부공간을 통하여 비행한 후에 용기내부벽면에 도달할 때의 수적들의 과도온도를 예측하였다. 용기벽에서의 과도온도분포는 유한요소법을 사용하여 구하였으며, 대표적인 결과들을 제시하였다. 열해석의 결과는 입력자료에 대한 묘사와 부합되며, 타당한 물리적 의미를 가짐 이 확인되었다.

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고압의 포화수증기-비응축성 수소기체 혼합기 속에서 분무수적으로의 열전달을 예측 (Prediction of Heat Transfer Rates to Spray Water Droplets in a High Pressure Mixture Composed of Saturated Steam and Noncondensable Hydrogen Gas)

  • 이상균;조종철;조진호
    • 설비공학논문집
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    • 제3권5호
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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.

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소련의 원자력개발과 VVER형원전 - 소련의 원자력발전 개발

  • 한국원자력산업회의
    • 원자력산업
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    • 제6권10호통권44호
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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.

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