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NTIS 바로가기주관연구기관 | 한국원자력연구원 Korea Atomic Energy Research Institute |
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연구책임자 | 정지영 |
참여연구자 | 이용범 , 이형연 , 김종만 , 조충호 , 어재혁 , 박상민 , 이제환 , 김형모 , 김병연 , 윤정 , 조영일 , 정민환 , 감다영 , 황인구 , 박재창 , 김정택 , 홍종간 , 염수진 , 최종현 , 남호윤 , 소동섭 , 김태준 , 고영주 , 정의주 , 이동원 , 조영철 , 손석권 |
보고서유형 | 1단계보고서 |
발행국가 | 대한민국 |
언어 | 한국어 |
발행년월 | 2015-12 |
과제시작연도 | 2015 |
주관부처 | 미래창조과학부 Ministry of Science, ICT and Future Planning |
등록번호 | TRKO201800007995 |
과제고유번호 | 1711023621 |
사업명 | 원자력기술개발사업 |
DB 구축일자 | 2018-05-19 |
키워드 | 공학설계.척도해석.Scoping 해석.소듐냉각고속로.소듐시험시설.스텔라.잔열제거계통.개별효과시험.종합효과시험.STELLA-2.Engineering Design.Scaling Analysis.Scoping Analysis.Sodium-cooled Fast Reactor.Sodium Thermal-hydraulic Facility.STELLA Program.Decay Heat Removal System.Separate Effect Test.Integral Effect Test.SELFA.Mechanical Sodium Pump.EM Pump. |
DOI | https://doi.org/10.23000/TRKO201800007995 |
2020년 특정설계인가 획득을 목표로 한국원자력연구원에서 개발 중인 소듐냉각고속로 원형로(PGSFR)의 안전성 확보를 위해서는 능동형 및 피동형 잔열제거 안전계통의 성능확보와 안전성 관련 검증실험이 필수적이다. 이를 위하여 “SFR 원형로 종합실증시험” 과제에서는 다음과 같은 연구를 수행하였다.
- STELLA-1 시험시설을 이용한 피동잔열제거 열교환기 성능시험, 기계식 소듐펌프 특성시험 및 실험 데이터베이스 구축
- SELFA 시험시설 구축완료와 이를 이용한 능동잔열제거 열교환기 성능시험 및 실험 데이터베이스 구
Korea Atomic Energy Research Institute(KAERI) is carrying out the design of a "Prototype Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor(PGSFR)," which aims at obtaining its specific design approval by 2020. In order to ensure the PGSFR plant safety, the performance of safety-grade decay heat removal syste
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