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논문 기본 정보

자료유형
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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제41권 제3호
발행연도
2009.1
수록면
279 - 286 (8page)

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Improving over a previous study [1], this paper provides a Monte Carlo method for the heat conduction analysis of problems with complicated geometry (such as a pebble with dispersed fuel particles). The method is based on the theoretical results of asymptotic analysis of neutron transport equation. The improved method uses an appropriate boundary layer correction (with extrapolation thickness) and a scaling factor, rendering the problem more diffusive and thus obtaining a heat conduction solution. Monte Carlo results are obtained for the randomly distributed fuel particles of a pebble, providing realistic temperature distributions (showing the kernel and graphite-matrix temperatures distinctly). The volumetric analytic solution commonly used in the literature is shown to predict lower temperatures than those of the Monte Carlo results provided in this paper.
#Monte Carlo #Extrapolation Thickness #Heat Conduction #MCNP #Scaling Factor #VHTR

목차

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참고문헌 (10)

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/ 2004 / MCNP Manual, LA_UR-03-1987, Los Alamos google schola C. H. Oh / 2006 / Development of Safety Analysis Codes and Experimental Validation for Very High Temperature Gas-Cooled Reactors google schola E. E. Lewis / 1984 / Computational Methods of Neutron Transport / John Wiley & Sons, Inc google schola H.S. Carslaw / 1959 / Conduction of Heat in Solids, 2nd ed / Oxford google schola Hui Yu / 2006 / Comparison of Monte Carlo Simulation Models for Randomly Distributed Particle Fuels in VHTR Fuel Elements / Trans. Am. Nucl. Soc. 95 : 719 ~ google schola

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