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PWR 가압기에서 오동작 보조살수 과도시 용기벽의 열적 과도응답
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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
저자명
Jo. ng-Chull,Lee. Sang-Kyoon,Shin. Won-Ky,Cho. Jin-Ho
간행물명
Journal of the Korean Nuclear Society
권/호정보
1991년|23권 2호|pp.183-199 (17 pages)
발행정보
한국원자력학회
파일정보
정기간행물|
PDF텍스트
주제분야
기타
이 논문은 한국과학기술정보연구원과 논문 연계를 통해 무료로 제공되는 원문입니다.
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기타언어초록

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.

기타언어초록

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.