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자료유형
학술저널
저자정보
김태일 (포항공과대학교) 이요한 (포항공과대학교) 황돈관 (포항공과대학교) 정우현 (포항공과대학교) 최낙준 (포항공과대학교) 정성석 (포항공과대학교) 김지훈 (포항공과대학교) 박종학 (한국원자력연구원) 손형민 (한국원자력연구원) 송기원 (한국원자력연구원) 김휘융 (한국원자력연구원) 조항진 (포항공과대학교)
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology Vol.56 No.9
발행연도
2024.9
수록면
3,700 - 3,716 (17page)
DOI
10.1016/j.net.2024.04.019

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Owing to spatial effects and vortex flow, flow in research reactors that use plate-type fuels can be maldistributed to the parallel channels of the core, which significantly impacts the reactor safety. In this study, the core flow of an advanced research reactor was measured in a real-scale facility under various hydraulic conditions. For flow measurement, integrated pressure lines were embedded in the mockups of 22 fuel assemblies and six fission molybdenum assemblies. Each assembly mockup was individually calibrated to obtain the relationship between the pressure drop and flow rate. Real-scale facility, which implements the characteristics of the hydraulic conditions in research reactors, was then used to evaluate the assembly-to-assembly flow distribution under normal operating condition, a partially withdrawn condition for the follower fuel assemblies, no flow for the pool water management system, and 1:1.5 asymmetric inlet flow condition. As a parallel channel system, core flow distribution was analyzed with conventional header design approach. Taking into account the measuring uncertainty, the core flow was uniformly distributed within 5 % under all conditions. This was mainly because the core flow resistance was sufficiently high and the vortex flow was minimized by the perforated plate.
#research reactor #Flow distribution #Pressure drop #Single-phase flow #friction factor #plate-type fuel #Real-scale

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