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NTIS 바로가기주관연구기관 | 한국원자력연구원 Korea Atomic Energy Research Institute |
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연구책임자 | 어동진 |
참여연구자 | 송철화 , 주인철 , 김석 , 김종록 , 류성욱 , 장석규 , 전형길 , 정흥준 , 박종국 , 윤영중 , 조윤제 , 이승준 , 전병국 , 박원만 , 이승태 , 히엔 , 양진화 |
보고서유형 | 1단계보고서 |
발행국가 | 대한민국 |
언어 | 한국어 |
발행년월 | 2015-05 |
과제시작연도 | 2014 |
주관부처 | 미래창조과학부 Ministry of Science, ICT and Future Planning |
등록번호 | TRKO201800009400 |
과제고유번호 | 1711009751 |
사업명 | 원자력기술개발사업 |
DB 구축일자 | 2018-05-26 |
키워드 | 국소 열수력 거동.고정밀실험.기구학적 모델.이상(二相).비등.응축.안전주입수.피동안전계통.임계열유속.액막.local thermal hydraulic phenomena.high-precision experiment.mechanistic model.two-phase.boiling.condensation.safety injection water.passive safety system.critical heat flux.Film. |
DOI | https://doi.org/10.23000/TRKO201800009400 |
차세대 원자로에서 채택예정인 고유 안전계통에서 유발되는 현상에 대한 안전성 분석능력을 향상시키기 위해서는 핵심 열수력 요소현상에 대해 상세 측정을 통해 현상에 대한 이해를 증진시키고 이를 바탕으로 한 국소 거동 예측모델의 개선이 필요하다. 본 연구에서는 국내 원전 고유안전계통의 열수력 현안의 핵심요소 현상으로서 피동보조급수계통의 이차측 냉각수조 내부 비등기인 자연대류현상, 열교환기 튜브 내에서의 응축현상, 강수부 직접주입방식 채택에 따른 강수부내 안전주입수 동적거동에 대한 상세 유동현상을 실험적으로 고정밀 계측하여 실험 데이터베이스
To improve the prediction capability of safety analysis code for the phenomena occurring in the advanced safety system of new nuclear plant, the local physical model should be developed based on the fine scale of experimental data for the key phenomena. The current study performed high-precision exp
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