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학술연구
CANDU-9 원자로 열수송계통의 과도변화해석
Transient Analysis of the Heat Transport System in CANDU-9 Reactor
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- 발행기관
- 한국기계항공기술학회(구 한국기계기술학회) 바로가기
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- 간행물
- 한국기계항공기술학회지(구 한국기계기술학회지) KCI 등재후보 바로가기
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- 통권
- 제12권 제3호 (2010.09)바로가기
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- 페이지
- pp.59-65
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- 저자
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- 언어
- 한국어(KOR)
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- URL
- https://www.earticle.net/Article/A129546
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원문정보
초록
- 영어
- The Heavy Water Reactor(HWR) Heat Transport(HT) system transient analysis for the design of major nuclear equipment during normal and abnormal operating conditions was performed. The compliance with requirements of AECB Regulatory Document R-77 for CANDU reactor was estimated in CANDU-9 nuclear reactor. The analysis results showed that for each postulated accident the peak pressure values in the reactor headers are within the acceptance criteria given in ASME code requirements and the fuel overheating is prevented. The analysis results showed that the flow reversal through the fuel channel occurred but didn't result in any damage on the fuel bundle.
목차
Abstract
1. 서론
2. CANDU-9 열수송계통 형상
3. 설계요구사항
4. 코드 모델링
5. 결과 및 논의
5.1 정상운전상태
5.2 One Pump Start-up
5.3 Reactor Trip
5.4 Loss of Class IV Power
5.5 Pump Shaft Seizure
6. 결론
참고문헌
키워드
Reactor Operating Condition(원자로운전상태) ASME Code(미국기계학회법규) CANDU Reactor(캔두형 원자로) Heat Transport System(열수송계통)저자
간행물 정보
발행기관
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- 발행기관명
- 한국기계항공기술학회(구 한국기계기술학회) [Korean Society of Mechanical Technology]
- 설립연도
- 1999
- 분야
- 공학>기계공학
- 소개
- 기계 관련 산업 분야에 관한 학술과 현장 적용 기술을 연구하고 교류하며, 이에 관련된 학문과 기술 발전 및 보급에 기여함으로써 과학과 기술의 진흥에 이바지함을 그 목적으로 한다.
간행물
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- 간행물명
- 한국기계항공기술학회지(구 한국기계기술학회지) [Journal of the Korean Society of Mechanical and Aviation Technology ]
- 간기
- 격월간
- pISSN
- 1229-604X
- eISSN
- 2508-3805
- 수록기간
- 1999~2026
- 등재여부
- KCI 등재
- 십진분류
- KDC 550 DDC 620
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