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학술저널
저자정보
김대희 (한국원자력연구원) 어재혁 (한국원자력연구원) 이태호 (한국원자력연구원)
저널정보
한국전산유체공학회 한국전산유체공학회지 한국전산유체공학회지 제21권 제1호
발행연도
2016.3
수록면
19 - 29 (11page)

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이 논문의 연구 히스토리 (2)

2016

전산유체역학을 이용한 소듐 소듐 열교환기 설계코드의 검증
김대희 ,  어재혁 ,  이태호 한국전산유체공학회지 2016.03 학술저널

2013

CFD를 이용한 소듐냉각고속로 열교환기 설계코드의 검증
김대희 ,  어재혁 ,  윤정 외 1명 한국전산유체공학회 학술대회논문집 2013.05 학술대회자료

초록· 키워드

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A Prototype Gen-IV Sodium-cooled Fast Reactor which is one of the 4th generation nuclear reactors is in development by Korea Atomic Energy Research Institute. The reactor is composed of four main fluid systems which are categorized by its functions, i.e., Primary Heat Transport System, Intermediate Heat Transport System, Decay Heat Removal System and Sodium-Water Reaction Pressure Relief System. The coolant of the reactor is liquid sodium and sodium-to-sodium heat exchangers are installed at the interfaces between two fluid systems, Intermediate Heat Exchangers between the Primary Heat Transport System and the Intermediate Heat Transport System and Decay Heat Exchangers between the Primary Heat Transport System and the Decay Heat Removal System. For the design and performance analysis of the Intermediate Heat Exchanger and the Decay Heat Exchanger, a computer code was written during previous step of research. In this work, the computer code named "SHXSA" has been validated preliminarily by computational fluid dynamics simulations.
#전산유체역학(CFD) #소듐냉각고속로(SFR) #중간열교환기(IHX) #잔열열교환기(DHX)

목차

1. 서론
2. 열교환기 설계코드
3. CFD 해석
4. 결론
References

참고문헌 (10)

참고문헌 신청
2009, Hahn, D., Chang J., Kim, Y.I., Kim, Y.I., Lee, C.B., Kim, S.O., Lee, J.H., Ha, K.S., Kim, B.H. and Lee, Y.B., "Advanced SFR Design Concepts and R&D Activities," Nuclear Engineering and Technology, Vol.41, No.4, pp.427-446. google schola 2012, Eoh, J.H., "Conceptual Design Report of PGSFR IHX," Korea Atomic Energy Research Institute, Internal Design Report, SFR-220-DF-462-001. google schola 2012, Eoh, J.H., "Conceptual Design Report of PGSFR DHX," Korea Atomic Energy Research Institute, Internal Design Report, SFR-514-DF-462-001. google schola 1982, Heisler, M.P., "Development of Scaling Requirements for Natural Convection Liquid-Metal Fast Breeder Reactor Shutdown Heat removal Test Facilities," Nuclear Science and Engineering, Vol.80, pp.347-359. google schola 1976, Kazimi, M.S. and Carelli, M.D., "Heat Transfer Correlation for Analysis of CRBRP Assemblies," Westinghouse Report, CRBRP-ARD-0034. google schola

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