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Kafe 바로가기주관연구기관 | 한국원자력안전기술원 Korea Institute of Nuclear Safety |
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연구책임자 | 정애주 |
보고서유형 | 최종보고서 |
발행국가 | 대한민국 |
언어 | 한국어 |
발행년월 | 2018-04 |
과제시작연도 | 2017 |
주관부처 | 원자력안전위원회 Nuclear Safety and Security Commission |
과제관리전문기관 | 한국원자력안전재단 |
등록번호 | TRKO201800042518 |
과제고유번호 | 1075000663 |
사업명 | 원자력안전연구개발 |
DB 구축일자 | 2018-11-24 |
키워드 | TRACE 코드.응축 열전달모델.비등 열전달모델.전산유체역학.정밀해석.TRACE code.Condensation heat transfer model.Boiling heat transfer model.Computational Fluid Dynamics.High-resolution analysis. |
본 연구에서는 TRACE 코드를 안전해석 규제검증에 활용하는데 필요한 기반기술을 개발하고, 열수력 안전성 평가를 위한 국부 정밀해석코드 활용기술을 개발하는 한편 정밀해석코드의 원전 적용 대비 규제방향(안)을 수립함.
○ TRACE 코드를 활용한 안전해석 규제검증 기반기술
- CAMP/NuSTEP 연구협력체계 구축
- 다양한 개별효과실험에 대한 TRACE 코드평가를 통한 기반기술 확보
. 전산코드 사용자 확대 및 계산경험 축적
. 다양한 개별효과실험에 대한 입력모델 개발
- CAMP 기술기여 의
본 연구에서는 TRACE 코드를 안전해석 규제검증에 활용하는데 필요한 기반기술을 개발하고, 열수력 안전성 평가를 위한 국부 정밀해석코드 활용기술을 개발하는 한편 정밀해석코드의 원전 적용 대비 규제방향(안)을 수립함.
○ TRACE 코드를 활용한 안전해석 규제검증 기반기술
- CAMP/NuSTEP 연구협력체계 구축
- 다양한 개별효과실험에 대한 TRACE 코드평가를 통한 기반기술 확보
. 전산코드 사용자 확대 및 계산경험 축적
. 다양한 개별효과실험에 대한 입력모델 개발
- CAMP 기술기여 의무이행(안)
. TRACE 코드의 비등 열전달모델 평가
. TRACE 코드의 응축 열전달모델 평가 및 응축모델 개선(안)에 대한 예측성능 평가
. 재관수 실험을 이용한 TRACE 코드의 스페이스 그리드 모델 영향평가 (NUREG/IA 보고서 2건, 발간완료)
- ARP1400형 원전의 안전해석 규제검증용 표준 입력모델 개발
. LBLOCA 최적 평가를 위한 TRACE 1D 입력모델
. LBLOCA 최적 평가를 위한 TRACE 3D 입력모델
. MSLB 보수적 평가를 위한 TRACE 1D 입력모델
. MSLB 최적 평가를 위한 TRACE 3D 입력모델
. MSLB 최적 평가를 위한 TRACE/PARCS 3D 연계계산 입력모델
○ 국부 정밀해석코드를 활용한 열수력 안전해석 규제검증기술
- 다양한 열수력 현상에 대한 국부 정밀해석코드의 활용기술 개발 및 적용성 평가
. 오픈소스코드, ANSYS CFX, ANSYS FLUENT 등의 전산코드 사용자 확대 및 활용경험 축적
. 원전의 밸브, 배관 등 기기에서의, 개별 또는 연계 계통들에서의 열수력 거동에 대한 평가기술 개발
- 정밀해석코드/계통해석코드의 상호보완활용기술 개발
- 원전 안전현안 평가에 대한 정밀해석코드 및 계통해석코드의 상호보완활용기술 적용성 평가
- 국부 정밀해석코드 적용에 관한 국내외 우수사례 조사,분석과 지금까지의 연구결과를 종합적으로 반영한 국부 정밀해석코드의 원전 적용을 위한 규제방향(안) 수립
( 출처: 보고서 요약서 5p )
과제명(ProjectTitle) : | - |
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연구책임자(Manager) : | - |
과제기간(DetailSeriesProject) : | - |
총연구비 (DetailSeriesProject) : | - |
키워드(keyword) : | - |
과제수행기간(LeadAgency) : | - |
연구목표(Goal) : | - |
연구내용(Abstract) : | - |
기대효과(Effect) : | - |
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