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김민식 (경희대학교) 박민정 (경희대학교) 장윤석 (경희대학교)
저널정보
한국압력기기공학회 한국압력기기공학회 논문집 한국압력기기공학회 논문집 제19권 제2호
발행연도
2023.12
수록면
163 - 170 (8page)

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Since spent nuclear fuel assemblies (SFA) are transported to interim storage or final disposal facility after cooling the decay heat, finite element analysis (FEA) with simplification is widely used to show their integrity against cladding failure to cause dispersal of radioactive material. However, there is a lack of research addressing the comprehensive impact of shape and element simplification on analysis results. In this study, for the optimization of a typical pressurized water reactor SFA, different types of finite element models were generated by changing number of fuel rods, fuel rod element type and assembly length. A series of FEA in use of these different models were conducted under a shock load data obtained from surrogate fuel assembly transportation test. Effects of number of fuel rods, element type and length of assembly were also analyzed, which shows that the element type of fuel rod mainly affected on cladding strain. Finally, an optimal finite element model was determined for other practical application in the future.
#Finite element analysis (유한요소해석) #Normal transportation condition (정상운반조건) #Sensitivity analysis (민감도분석) #Spent nuclear fuel assembly (사용후핵연료집합체)

목차

ABSTRACT
1. 서론
2. 해석 모델 구축
3. 유한요소해석
4. 민감도분석
5. 결론
참고문헌

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