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저자정보
윤수종 (서울대학교) 이정훈 (서울대학교) 김민환 (한국원자력연구원) 박군철 (서울대학교)
저널정보
한국전산유체공학회 한국전산유체공학회지 한국전산유체공학회지 제16권 제3호
발행연도
2011.9
수록면
95 - 103 (9page)

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In the block type VHTR core, there are inevitable gaps among core blocks for the installation and refueling of the fuel blocks. These gaps are called bypass gap and the bypass flow is defined as a coolant flows through the bypass gap. Distribution of core bypass flow varies according to the reactor operation since the graphite core blocks are deformed by the fast neutron irradiation and thermal expansion. Furthermore, the cross-flow through an interfacial gap between the stacked blocks causes flow mixing between the coolant holes and bypass gap, so that complicated flow distribution occurs in the core. Since the bypass flow affects core thermal margin and reactor efficiency, accurate prediction and evaluation of the core bypass flow are very important. In ihis regard, experimental and computational studies were carried out to evaluate the core bypass flow distribution. A multi-block experimental apparatus was constructed to measure flow and pressure distribution. Multi-block effect such as cross flow phenomenon was investigated in the experiment. The experimental data were used to validate a CFD model for analysis of bypass flow characteristics in detail.
#초고온가스로(Very High Temperature Reactor) #블록형 노심(Blockャpe Core) #노심우회류(Core Bypass Flow) #우회류 간극(Bypass Gap) #횡류 간극(Crossfbw Gap) #다중적층 실험(Multi-block Experiment) #전산유체역학(CFD)

목차

1. 서론
2. 블록형 초고온가스로 노심유동장 평가
3. 연구결과 및 논의
4. 결론
후기
참고문헌

참고문헌 (10)

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1. [보고서] - KAERI / 2008 / PMR 200MWth의 GAMMA+ 코드 입력 자료 작성 및 정상 상태 열수력 해석 google schola 2. [학술지(정기간행물)] - Burchell, T.D / 1994 / The Effect of Neutron Irradiation on the Structure and Properties of Carbon-Carbon Composite Materials / Journal of Nuclear Materials 191 : 295 ~ 299 google schola 3. [기타자료] - Independent Technology Review Group / 2004 / Design Features and Technology Uncertainties for the Next Generation Nuclear Plant / INEEL/EXT-04-01816, INL google schola 4. [기타자료] - MacDonald, P.E / 2005 / Next Generation Nuclear Plant Research and Development Program Plan / INEEL/EXT-05- 02581, INL google schola 6. [단행본] - ANSYS / 2009 / ANSYS CFX-Solver Thoery Guide / ANSYS google schola

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