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한국유체기계학회 한국유체기계학회 학술대회 논문집 유체기계공업학회 제4회 한국유체공학학술대회 논문집 (제3권)
발행연도
2006.8
수록면
1,255 - 1,260 (6page)

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A three-dimensional numerical analysis was performed to examine the coolant flow mixing and the heat transfer in a nuclear fuel assembly with a flow-mixing device on the grid spacer. The nuclear fuel assembly used in pressurized water reactor(PWR) is a square rod bundle which is supported by a spacer grid. The coolant flows axially through the subchannels formed between the rods. The fuel spacer affects the coolant flow distribution in the fuel rod bundle, and so the spacer geometry has a strong influence on a bundle’s thermal-hydraulic characteristics, such as the critical heat flux and pressure drop. In particular, the flow deflecting vanes on the grid spacer can improve the departure from a nucleate boiling(DNB) performance by increasing the coolant mixing and the rod heat transfer downstream of the vanes. The computational fluid dynamics(CFD) code, CFX-10 is used to perform the three-dimensional analysis of the flow mixing and heat transfer in a rod bundle with and without a flow-mixing vane. The CFX-10 code is also used to predict void distribution in a boiling water reactor(BWR) rod bundle which is an international benchmark problem.
#Rod Bundle(봉다발) #Spacer Grid(지지격자) #Coolant(냉각수) #Flow-Mixing Device(유동혼합장치) #CFD(전산유체역학) #Void(기포율)

목차

Abstract
1. 서론
2. 수치해석 방법
3. 계산결과 및 고찰
4. 결론
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