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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술대회자료
- 저자정보
- 발행연도
- 2013.12
- 수록면
- 4,135 - 4,139 (5page)
이용수
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2013
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Dual-cooled nuclear fuel for a Pressurized Water Reactor(PWR) has been introduced for a significant increase in reactor power. The spacer grid was accordingly designed. We studied about hydraulic characteristics of the developed spacer grid. The pressure loss coefficient of a spacer grid is a significant factor of the grid design because it influence the hydraulic performance of the existing fuel assembly. The pressure loss is dependent on the reduction of the flow area and the flow constriction in the spacer region of the dual-cooled nuclear fuel assembly. It is also affected by the presence or absence of coning and chamfering on the spacer grid. The pressure loss coefficients of the spacer grid were compared with three types such as spacer grid with chamfering/coining, with only coining and without chamfering/coining.
목차
Abstract
1. 서론
2. 핵연료 집합체 지지격자의 압력손실
3. 부분 지지격자의 압력손실
4. 압력손실계수
5. 결론
참고문헌
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