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열수력 안전해석 규제검증기술 개발 원문보기

보고서 정보
주관연구기관 한국원자력안전기술원
Korea Institute of Nuclear Safety
연구책임자 정애주
보고서유형최종보고서
발행국가대한민국
언어 한국어
발행년월2018-04
과제시작연도 2017
주관부처 원자력안전위원회
Nuclear Safety and Security Commission
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.

초록

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

목차 Contents

  • 표지 ... 1
  • 제 출 문 ... 2
  • 보고서 요약서 ... 4
  • 요약문 ... 6
  • 목차 ... 8
  • 표목차 ... 9
  • 그림목차 ... 11
  • 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 21
  • 1. 연구개발의 목적 및 필요성 ... 21
  • 2. 연구개발 범위 ... 22
  • 3. 국내외 기술개발 현황 ... 24
  • 제 2 장 연구수행 내용 및 결과 ... 29
  • 1. 연구수행 내용 ... 29
  • 2. 연구개발과제의 정량적 성과 ... 380
  • 3. 연구결과 ... 387
  • 제 3 장 목표달성도 및 관련분야 기여도 ... 401
  • 1. 목표 ... 401
  • 2. 목표 달성여부 ... 401
  • 3. 관련분야 기여도 ... 408
  • 제 4 장 연구결과의 활용계획 ... 411
  • 제 5 장 기타사항 ... 413
  • 1. 연구과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 413
  • 2. 연구개발과제의 대표적 연구실적 ... 416
  • 제 6 장 참고문헌 ... 417
  • 끝페이지 ... 433

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참고문헌 (25)

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