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459.504A 원자력시스템공학 3-3-0
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  • 작성자admin
  • 날짜2017-02-13 17:16:07
  • 조회수393

Nuclear Systems Engineering

강의는 학부 시스템열유체공학에 이어 원자로 열수력 특성, 노심 내 열 생성, 정체 및 유동 열역학, 단상 및 복상 열유동, 단일 및 집합 수로, 유동 회로에서의 정상 및 천이 상태, 복합 가열 수로 내 공극 및 부수로 모형, 핵연료집합체 수로 분산 모형, 원자로 열 설계 통계 처리 등을 개괄적으로 다루게 된다. 또한 전공 지식을 심화하기 위해 관련 참고 서적, 논문, 보고서 등을 숙독할 필요가 있다. 특히 문제 꾸러미 풀이와 더불어 영어 토론 시간을 활용해 강의 시간에 습득한 기본 지식을 다양한 조건의 공학 실무에 응용하는 기법을 터득한다. 이와 더불어 단일 가열 수로 내 열유동 천이 해석을 주제로 학기 과제를 조별로 수행하게 되는데, 국부 가압, 운동량 적분, 단일 질량 유속, 수로 적분 등 4가지 수치 모형을 시험하게 된다. 각 모형에 대해 열유동 관련 미분 방정식과 차분 방정식에 이어 계산 및 분석 결과를 보고한다. 가압경수로와 비등경수로를 대상으로 출력 증가 및 압력 감소 과도 상태를 모사해 영어로 개별 보고서 작성하고, 조별 발표한다.

This course covers the nuclear systems thermal hydraulic characteristics, reactor heat generation, thermodynamics of flows, thermal analysis of fuel elements, single- and two- phase thermal hydraulics, analysis of single and multiple heated channels and flow loop, porous media and subchannel analyses of multiple interacting heated channels, distributed parameter analysis of fuel assemblies, and uncertainties in reactor thermal analysis. Students are individually expected to solve the problem sets, hand in the solution, and present their results in the class in the interest of general discussion. Each of the students is to take turns in leading the discussion. The term project has to do with transient analysis of single heated channel. There are four candidate models to be worked on: the sectionalized compressible flow, momentum integral, single mass velocity, and channel integral models. For each model, the students are required to report on the differential equation, finite difference equation, and results. The cases to be analyzed include the heat flux increase and inlet pressure decrease transients for the pressurized water reactor (PWR) and boiling water reactor (BWR). Presentation will be graded based on its technical contents, oral presentation skills in English, questions and answers, and timing.



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