$\require{mediawiki-texvc}$

연합인증

연합인증 가입 기관의 연구자들은 소속기관의 인증정보(ID와 암호)를 이용해 다른 대학, 연구기관, 서비스 공급자의 다양한 온라인 자원과 연구 데이터를 이용할 수 있습니다.

이는 여행자가 자국에서 발행 받은 여권으로 세계 각국을 자유롭게 여행할 수 있는 것과 같습니다.

연합인증으로 이용이 가능한 서비스는 NTIS, DataON, Edison, Kafe, Webinar 등이 있습니다.

한번의 인증절차만으로 연합인증 가입 서비스에 추가 로그인 없이 이용이 가능합니다.

다만, 연합인증을 위해서는 최초 1회만 인증 절차가 필요합니다. (회원이 아닐 경우 회원 가입이 필요합니다.)

연합인증 절차는 다음과 같습니다.

최초이용시에는
ScienceON에 로그인 → 연합인증 서비스 접속 → 로그인 (본인 확인 또는 회원가입) → 서비스 이용

그 이후에는
ScienceON 로그인 → 연합인증 서비스 접속 → 서비스 이용

연합인증을 활용하시면 KISTI가 제공하는 다양한 서비스를 편리하게 이용하실 수 있습니다.

[해외논문] Computational Fluid Dynamics Analysis and Structural Safety Assessment of a Mitigation Device to Minimize Consequence of a Containment Bypass Nuclear Accident

Journal of pressure vessel technology, v.143 no.2, 2021년, pp.021403 -   

Wang, Wung Jae (Department of Nuclear and Quantum Engineering, Korea Advanced Institute of Science and Technology, Guseong-dong, Yuseong-gu, Daejeon 34131, South Korea) ,  Yim, Man-Sung (Department of Nuclear and Quantum Engineering, Korea Advanced Institute of Science and Technology, Guseong-dong, Yuseong-gu, Daejeon 34131, South Korea)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

AbstractThe thermally induced steam generator tube rupture (TI-SGTR) accident is a principal contributor to mean early and latent cancer fatality among the containment bypass accidents. To mitigate the consequence of a TI-SGTR accident, use of a bypass mitigation device has been proposed. This study...

참고문헌 (28)

  1. Nuclear Regulatory Commission 2012 State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses (SOARCA) Report 

  2. Nuclear Regulatory Commission 1989 Severe Accident Risks: An Assessment of Five U.S. Commercial Nuclear Power Plants 

  3. Nucl. Eng. Des. 135 1 29 1992 10.1016/0029-5493(92)90301-B The NUREG-1150 Probabilistic Risk Assessment for the Surry Nuclear Power Station 

  4. Proceedings of the KNS 2016 Spring Meeting 11 2016 Defining Design Limits of a Portable Radiation Dispersion Prevention System 

  5. 24 2017 Suppression of Radioactive Material Dispersion in the Event of a Radioactivity Release Accident at a Nuclear Power Plant 

  6. 2017 Analysis of the Radioactive Release Characteristics for Development of the Containment Bypass Mitigation System 

  7. 16 2018 Steam Generator Tube Rupture Accident at a NPP and Exploration of Mitigation Strategies for Its Consequence 

  8. U.S. Nuclear Regulatory Commission 1987 Reactor Risk Reference Document 

  9. U.S. Nuclear Regulatory Commission 2012 State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses Project 

  10. ANSYS, ® Workbench Release 18.1 

  11. Appl. Math. Comput. 65 1-3 345 1994 Navier-Stokes Flow Field Analysis of Compressible Flow in a High Pressure Safety Relief Valve 

  12. Appl. Math. Modell. 21 7 437 1997 10.1016/S0307-904X(97)00038-3 Finite Element Analysis of Flow in a Hydraulic Pressure Valve 

  13. AIAA 2005 2005 Transient Simulations of Valve Motion in Cryogenic Systems 

  14. ASME 2006 Prediction of the Flow and Force Characteristics of Safety Relief Valves 

  15. Chem. Eng. Technol. 32 2 247 2009 10.1002/ceat.200800530 Sizing of Safety Valves Using ANSYS CFX-Flo® 

  16. AIChE J. 57 12 3285 2011 10.1002/aic.12534 Numerical Calculation and Experimental Validation of Safety Valve Flows at Pressures Up to 600 Bar 

  17. SME J. Pressure Vessel Technol. 135 1 011305 2013 10.1115/1.4006904 Flowforce in a Safety Relief Valve Under Incompressible, Compressible, and Two-Phase Flow Conditions (PVP-2011-57896) 

  18. Energy Convers. Manage. 81 407 2014 10.1016/j.enconman.2014.02.021 A CFD Analysis of the Dynamics of a Direct-Operated Safety Relief Valve Mounted on a Pressure Vessel 

  19. Nucl. Eng. Des. 328 321 2018 10.1016/j.nucengdes.2018.01.024 A CFD Analysis of the Flow Dynamics of a Directly-Operated Safety Relief Valve 

  20. Appl. Therm. Eng. 133 713 2018 10.1016/j.applthermaleng.2018.01.079 Prediction of Blowdown of a Pressure Relief Valve Using Response Surface Methodology and CFD Techniques 

  21. Fluid-Structure Interaction: Modelling, Simulation, Optimisation 2006 

  22. A Realizable Reynolds Stress Algebraic Equation Model 1993 

  23. Comput. Fluids 24 3 227 1995 10.1016/0045-7930(94)00032-T A New κ-ε Eddy Viscoisity Model for High Reynolds Number Turbulent Flows 

  24. Proceeding of International Conference on Design and Manufacturing 16 2016 Numerical Prediction of Welding Distortion in Submerged Arc Welded Butt and Fillet Joints 

  25. Mater. Res. 20 Suppl. 2 141 2017 Influence of Temperature on Mechanical Properties, Fracture Morphology and Strain Hardening Behavior of a 304 Stainless Steel 

  26. Eng. Struct. 28 2 229 2006 10.1016/j.engstruct.2005.07.005 Stress-Strain Curves for Stainless Steel at Elevated Temperatures 

  27. ASM Metals Reference Book 1993 

  28. 2008 Properties of Concrete for Use in Eurocode 2 

LOADING...

활용도 분석정보

상세보기
다운로드
내보내기

활용도 Top5 논문

해당 논문의 주제분야에서 활용도가 높은 상위 5개 콘텐츠를 보여줍니다.
더보기 버튼을 클릭하시면 더 많은 관련자료를 살펴볼 수 있습니다.

관련 콘텐츠

유발과제정보 저작권 관리 안내
섹션별 컨텐츠 바로가기

AI-Helper ※ AI-Helper는 오픈소스 모델을 사용합니다.

AI-Helper 아이콘
AI-Helper
안녕하세요, AI-Helper입니다. 좌측 "선택된 텍스트"에서 텍스트를 선택하여 요약, 번역, 용어설명을 실행하세요.
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.

선택된 텍스트

맨위로