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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제37권 제5호
발행연도
2005.1
수록면
479 - 490 (12page)

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The thermalhydraulic performance of a CANDU-6 reactor loaded with various CANFLEX fuel bundles is evaluated by the NUCIRC code, which is incorporated with recent models of pressure drop and critical heat flux (CHF) predictions based on high-pressure steam-water tests for the CANFLEX bundle as well as a 37-element bundle. The distributions of channel flow rate, channel exit quality, critical channel power (CCP), and critical power ratio (CPR) for the CANFLEX bundles (with natural or recycled uranium fuel) in the CANDU-6 reactor fuel channel are calculated by the code. The effects of axial and radial heat flux on CCP are evaluated by assuming that the recycled uranium fuel (CANFLEX-RU) has the same geometric data as the natural uranium fuel bundle (CANFLEX-NU), but a different power distribution due to different fuel composition and refueling scheme. In addition, the effects of pressure tube creep and bearing-pad height are examined by comparing various results of uncrept, and 3.3% and 5.1% crept channels loaded with CANFLEX bundles with 1.4 mm or 1.7 mm high bearing-pads with those of the 37-element bundle. The distributions of the channel flow rate and CCP for the CANFLEX-NU or -RU bundle show a typical trend for a CANDU-6 reactor channel, and the CPRs are maintained above at least 1.444 (NU) or 1.455 (RU) in the uncrept channel. The enhanced CHF of the CANFLEX bundle (particularly with 1.7 mm height bearing-pads) produces a higher thermal margin and considerably less sensitivity to CCP reduction due to the pressure tube creep than the 37-element bundle. The CCP enhancement due to the raised bearing-pads is estimated to be about 3% ~ 5% for the CANFLEX-NU and 2% ~ 6% for the CANFLEX-RU bundle, respectively.
#CANFLEX-NU or -RU Bundle #CCP #Pressure Tube Creep #Bearing-Pad Height

목차

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참고문헌 (13)

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/ 1974 / “Point of Net Vapour Generationand Vapour Fraction in Subcooled Boiling” google schola / 1992.09 / “Evaluation of Two-Phase Multiplier Correlationsfor Use in NUCIRC Code” google schola / 1997.08 / “The CCP Sensitivity Studyof CANDU-6 Reactor Channel Loaded with CANFLEXFuel Bundle” google schola / 1997.10 / “The CCP SensitivityStudy of Axial Flux Distribution for CANFLEX-NU FuelBundle” google schola / 1999.09 / “Critical Heat Flux and PressureDrop for a CANFLEX Bundle String Inside an Axially Non-Uniform Flow Channel” google schola

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