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논문 기본 정보

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학술저널
저자정보
윤수종 (서울대학교) 진창용 김민환 박군철 (서울대학교)
저널정보
한국전산유체공학회 한국전산유체공학회지 한국전산유체공학회지 제14권 제2호
발행연도
2009.6
수록면
59 - 67 (9page)

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An accurate prediction of the bypass flow is of great importance in the VHTR core design concerning the fuel thermal margin. Nevertheless, there has not been much effort in evaluating the amount and the distribution of the core bypass flow. ln order to evaluate the behavior and the distribution of the coolant flow, a unit-cell experiment was carried out. Unit-cell is the regular triangular section which is formed by connecting the centers of three hexagonal blocks. Various conditions such as the inlet mass flow rate, block combinations and the size of bypass gap were examined in the experiment. CFD analysis was carried out to analyze detailed characteristics of the flow distribution. Commercial CFD code FLUENT 6.3 was validated by comparing with the experimental results. In addition, SST model and standard k-ε model were validated. The results of CFD simulation show good agreements with the experimental results. SST model shows better agreement than standard k-ε model. Results showed that block combinations and the size of the bypass gap have an influence on the bypass flow ratio but the inlet mass flow rate does not.
#초고온가스로(Very High Temperature Reactor) #블록형 노심(Block-type Core) #흑연 블록(Graphite Block) #노심우회류(Core Bypass Flow) #우회류 간극(Bypass Gap) #단위-셀(Unit-Cell) #전산유체역학(CFD)

목차

1. 서론
2. 노심우회유량 정량화 연구
3. 연구결과 및 논의
4. 결론
후기
참고문헌

참고문헌 (10)

참고문헌 신청
1. [보고서] - General Atomics / 1996 / GT-MHR Conceptual Design Description Report 910720 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. [보고서] - Vilim, R.B. / 2006 / Prioritization of VHTR System Modeling Needs Based on Phenomena Identification, Ranking and Sensitivity Studies google schola 4. [보고서] - Independent Technology Review Group / 2004 / Design Features and Technology Uncertainties for the Next Generation Nuclear Plant google schola 5. [보고서] - MacDonald, P.E. / 2005 / Next Generation Nuclear Plant Research and Development Program Plan google schola

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