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자료유형
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저널정보
대한기계학회 Journal of Mechanical Science and Technology Journal of Mechanical Science and Technology Vol.19 No.5
발행연도
2005.5
수록면
1,206 - 1,215 (10page)

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The thermal stratification phenomena, frequently occurring in the component of nuclear power plant system such as pressurizer surge line, steam generator inlet nozzle, safety injection system (SIS), and chemical and volume control system (CVCS), can cause through-wall cracks, thermal fatigue, unexpected piping displacement and dislocation, and pipe support damage. The phenomenon is one of the unaccounted load in the design stage. However, the load have been found to be serious as nuclear power plant operation experience accumulates. In particular, the thermal stratification by the turbulent penetration or valve leak in the SIS and SCS pipe line can lead these safety systems to failure by the thermal fatigue. Therefore in this study an 1/10 scaledowned experimental rig had been designed and installed. And a series of experimental works had been executed to measure the temperature distribution (thermal stratification) in these systems by the turbulent penetration, valve leak, and heat transfer through valve. The results provide very valuable informations such as turbulent penetration depth. the possibility of thermal stratification by the heat transfer through valve, etc. Also the results are expected to be useful to understand the thermal stratification in these systems. establish the thermal stratification criteria and validate the calculation results by CFD Codes such as Fluent, Phenix, CFX.

목차

Abstract

1. Introduction

2. Thermal Stratification

3. Test Equipment and Method

4. Test Results and Discussion

5. Conclusions

6. Recommendations

Acknowledgments

References

참고문헌 (18)

참고문헌 신청
EPRI, "Thermal Stratification, Cycling and Striping (TASCS)," TR-103581. 1994. google schola KINS, "Numerical Analysis of Thermal Stratification Inside the Horizontal Pipe (I)," KINS/Ar-267, 1994. google schola Lubin, B. T., "Evaluation of Calvert Cliffs Unit I Surge Line Temperature and Startup Conditions as a Basis for Determining YGN 3&4 Surge Line Wall Temperatures," YGN-3&4 Design Data Status I. April 24, 1989. google schola Magee, R. et al. "J. M. Farley Unit 2 Engineering Evaluation of the Weld Joint Crack in the 6" SI/RHR piping," WCAP-11789, April, 1988. google schola Nuclear Power Experience (NPE), Published by RCG/Hagler, Bailly, Inc., Boulder, Co., 1993. google schola

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