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대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 창립 60주년 기념 추계학술대회 강연 및 논문 초록집
발행연도
2005.11
수록면
1,082 - 1,087 (6page)

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Cross-flow of the sub-channel of nuclear reactor makes high thermal energy transfer from rod bundle to the flow and prohibits hot spot production which can induces thermal crack of rod bundle. To produce more cross-flow, various types of mixing vane were investigated. In this study, LSVF mixing vane in 17×17 rod bundle is simulated. RSM(Reynolds Stress Model) solver in FLUENT code is used. Mixing vanes decrease maximum temperature in rod and increase cross-sectional turbulence intensity. Comparison of LSVF mixing vanes with Split mixing vanes shows each characteristics.
#LSVF(대형 이차 와류 유동) #Mixing Vane(혼합날개) #Nuclear Fuel Rod Bundle(핵연료 집합체) #Sub-channel(부수로)

목차

Abstract
1. 서론
2. 냉각수 유로의 열전달 해석
3. 대형2차와류 혼합날개의 열전달 특성
4. 결론
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UCI(KEPA) : I410-ECN-0101-2009-550-016012837