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      KCI등재 SCIE SCOPUS

      A FLOW AND PRESSURE DISTRIBUTION OF APR+ REACTOR UNDER THE 4-PUMP RUNNING CONDITIONS WITH A BALANCED FLOW RATE

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      https://www.riss.kr/link?id=A104228979

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      다국어 초록 (Multilingual Abstract)

      In order to quantify the flow distribution characteristics of APR+ reactor, a test was performed on a test facility, ACOP (APR+ Core Flow & Pressure Test Facility), having a length scale of 1/5 referring to the prototype plant. The major parameters ar...

      In order to quantify the flow distribution characteristics of APR+ reactor, a test was performed on a test facility, ACOP (APR+ Core Flow & Pressure Test Facility), having a length scale of 1/5 referring to the prototype plant. The major parameters are core inlet flow and outlet pressure distribution and sectional pressure drops along the major flow path inside reactor vessel.
      To preserve the flow characteristics of prototype plant, the test facility was designed based on a preservation of major flow path geometry. An Euler number is considered as primary dimensionless parameter, which is conserved with a 1/40.9 of Reynolds number scaling ratio. ACOP simplifies each fuel assembly into a hydraulic simulator having the same axial flow resistance and lateral cross flow characteristics. In order to supply boundary condition to estimate thermal margins of the reactor, the distribution of inlet core flow and core exit pressure were measured in each of 257 fuel assembly simulators. In total, 584points of static pressure and differential pressures were measured with a limited number of differential pressure transmitters by developing a sequential operation system of valves. In the current study, reactor flow characteristics under the balanced fourcold leg flow conditions at each of the cold legs were quantified, which is a part of the test matrix composing the APR+ flow distribution test program. The final identification of the reactor flow distribution was obtained by ensemble averaging 15independent test data. The details of the design of the test facility, experiment, and data analysis are included in the current paper.

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      2020-01-01 평가 등재학술지 유지 (해외등재 학술지 평가) KCI등재
      2014-01-01 평가 SCIE 등재 (등재유지) KCI등재
      2014-01-01 평가 SCOPUS 등재 (등재유지) KCI등재
      2011-01-01 평가 등재학술지 유지 (등재유지) KCI등재
      2009-01-01 평가 등재학술지 유지 (등재유지) KCI등재
      2007-01-01 평가 등재학술지 유지 (등재유지) KCI등재
      2006-07-31 학술지명변경 한글명 : Jorunal of the Korean Nuclear Society -> Nuclear Engineering and Technology
      외국어명 : 미등록 -> Nuclear Engineering and Technology
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      2004-01-01 평가 등재후보학술지 선정 (신규평가) KCI등재후보
      2003-01-01 평가 등재후보 1차 PASS (등재후보1차) KCI등재후보
      2002-01-01 평가 등재후보학술지 유지 (등재후보1차) KCI등재후보
      1999-01-01 평가 등재후보학술지 선정 (신규평가) KCI등재후보
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      학술지 인용정보

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      기준연도 WOS-KCI 통합IF(2년) KCIF(2년) KCIF(3년)
      2016 1.04 0.17 0.77
      KCIF(4년) KCIF(5년) 중심성지수(3년) 즉시성지수
      0.63 0.56 0.343 0.11
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