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논문 기본 정보

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학술대회자료
저자정보
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2008년도 추계학술대회
발행연도
2008.11
수록면
2,236 - 2,241 (6page)

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이 논문의 연구 히스토리 (5)

2012

사용후핵연료 장기 건식저장 평가기술 개발 현황
양용식 ,  김대호 ,  국동학 외 3명 한국방사성폐기물학회 학술대회 2012.01 학술대회자료

2009

사용후핵연료 원주방향 산화층분포 차이 및 열수력 해석을 통한 평가 결과
양용식 ,  신창환 ,  방제건 외 6명 한국방사성폐기물학회 학술대회 2009.01 학술대회자료

2008

이중냉각핵연료 온도 및 열유속 분리 평가
양용식 ,  전태현 ,  신창환 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2008.11 학술대회자료

2007

최적 핵연료 접촉 열전도도 모델 개발을 위한 예비 연구
양용식 ,  신창환 대한기계학회 춘추학술대회 2007.05 학술대회자료

2006

PWR 사용후핵연료 건식저장기준 현황 및 국내 핵연료 적용성 평가
양용식 ,  김선기 ,  김대호 외 2명 한국방사성폐기물학회 학술대회 2006.01 학술대회자료

초록· 키워드

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The surface heat flux of nuclear fuel rod is the most important factor which can affect safety of reactor and fuel. If fuel rod surface heat flux exceeds the CHF(Critical Heat Flux), fuel can be damaged. In case of double cooled annular fuel, which is under developing, contains two coolant channels. Therefore, a generated heat in the fuel pellet can move to inner or outer channel and heat flow direction is decided by both sides heat resistance which varied by dimension and material property change which caused by temperature and irradiation. The new program(called DUO) was developed. For the calculation of surface heat flux, a both sides convection by inner/outer coolant, s gap temperature jump and conduction in the fuel are modeled. Especially, temperature and time dependent fuel dimension and material property change are considered during the iteration. A sample calculation result shows that the DUO program has sufficient performance for annular fuel thermal hydraulics design.
#gap conductance(갭 열전도도) #annular fuel(이중냉각핵연료) #heat flux split(열유속 분배) #fuel temperature(핵연료온도)

목차

Abstract
1. 서론
2. 이중냉각환형핵연료 모델링
3. DUO Structure
4. 이중냉각핵연료 온도 및 열유속 분리 평가
5. 결론
후기
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