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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제48권 제1호
발행연도
2016.1
수록면
33 - 42 (10page)

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Spacer grids play an important role in maintaining the proper form of the fuel assemblystructure and ensuring the safety of reactor core design. This study applies the Monte Carlomethod to the analysis of the neutronics effects of spacer grids in a typical pressurizedwater reactor (PWR). The core problem used to analyze the neutronics effects of spacergrids is a modified version of Korea Advanced Institute of Science and Technologybenchmark problem 1B, based on an Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) core model. The spacer grids are modeled and added to this test problem in various ways. Then, byrunning MCNP5 for all cases of spacer grid modeling, some important numerical results,such as the effective multiplication factor, the spatial distributions of neutron flux, and itsenergy spectrum are obtained. The numerical results of each case of spacer grid modelingare analyzed and compared to assess which type has more advantages in accuracy ofnumerical results and effectiveness in terms of geometry building. The conclusion is thatthe most realistic modeling for Monte Carlo calculation is the “volume-preserving”streamlined heterogeneous spacer grids, but the “banded” dissolution spacer gridsmodeling is a more practical yet accurate model for routine (deterministic) analysis
#Banded Dissolution Spacer Grids #Modeling #Volume-preserving Streamlined #Heterogeneous Spacer Grids

목차

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2003 / X-5 MONTE CARLO TEAM, MCNP－A General N-Particle Transport Code, Version 5-Volume I: Overview and theory, LA-UR-03-1987 / Los Alamos National Laboratory google schola 2006 / KNF-TRDMR-04001/N/A Rev. 0, PLUS7 Fuel Design and Safety Evaluation for Korean Standard Nuclear Power Plants google schola A. Pazirandeh / 2011 / Effects of various spacer grid modeling on the neutronic parameters of the VVER-1000 reactor / Ann. Nucl. Energy 38:1978~1986 google schola KAIST-Benchmark Problem 1B google schola Y.H. Kim / 2002 / Advanced spacer grid design for PLUS7fuel assembly / In Proceedings of Korean Nuclear Society Meeting google schola

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