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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2017.12
- 수록면
- 74 - 80 (7page)
- DOI
- 10.6112/kscfe.2017.22.4.074
이용수
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The flow measuring system with averaging pitot tube used in nuclear power plant must be qualified but the limitation of the test facility leads to use the numerical analysis instead of the calibration experiment with high pressure flow. The multiplication of flow coefficient and expansion factor is calculated with the pressure drop and mass flow rate obtained from numerical analysis. Generally, the multiplication of flow coefficient and expansion factor of averaging pitot tube in water is assumed to be same to that in the air fluid. But there is no justification of that assumption. The coefficients, which were calculated from the numerical analysis, were almost same values within small error. Also, from the justification of averaging pitot tube, the multiplication of flow coefficient and expansion factor from numerical analysis can be used in the differential pressure transducer of averaging pitot tube and flow computer with which the flow rate value is modified in considering the difference of real condition to the base pressure and temperature, where the relation of flow and differential pressure was calibrated.
목차
1. 서론
2. 해석모델의 특징 및 방법
3. 해석결과와 고찰
4. 결론
References
참고문헌 (10)
참고문헌 신청
[보고서] - / 1998 / Qualification of Active Mechanical Equipment Used in Nuclear Power Plants : 1 ~ 112
[기타자료] - / 2003 / ISO 5167-1, Measurement of fluid flow by means of pressure differential devices inserted in circular cross-section conduits running full - Part 1: General principles and requirements / International Organization for Standardization : 5 ~ 6
[기타자료] - / 1974 / IEEE Std. 383-1974, IEEE Standard for Type Test of Class 1E Electric Cables, Field Splices, and Connections for Nuclear Power Generating Stations, Nuclear Power Engineering Committee of the IEEE Power Engineering Society / Institute of Electrical and Electronics Engineers : 7 ~ 15
[기타자료] - / 1996 / IEEE Std. 382-1996, IEEE Standard for Qualification of Actuators for Power-Operated Valve Assemblies With Safety-Related Functions for Nuclear Power Plants, Nuclear Power Engineering Committee of the IEEE Power Engineering Society / Institute of Electrical and Electronics Engineers : 1 ~ 47
[기타자료] - / 1983 / IEEE Std. 323-1983, IEEE Standard for Qualifying Calss 1E Equipment for Nuclear Power Generating Stations, Nuclear Power Engineering Committee of the IEEE Power Engineering Society / Institute of Electrical and Electronics Engineers : 1 ~ 17
[기타자료] - / 2003 / ISO 5167-1, Measurement of fluid flow by means of pressure differential devices inserted in circular cross-section conduits running full - Part 1: General principles and requirements / International Organization for Standardization : 5 ~ 6
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[기타자료] - / 1983 / IEEE Std. 323-1983, IEEE Standard for Qualifying Calss 1E Equipment for Nuclear Power Generating Stations, Nuclear Power Engineering Committee of the IEEE Power Engineering Society / Institute of Electrical and Electronics Engineers : 1 ~ 17
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