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논문 기본 정보

자료유형
학술대회자료
저자정보
강지호 (한국원자력연구원) 탁남일 김민환
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2009년도 추계학술대회 강연 및 논문 초록집
발행연도
2009.11
수록면
151 - 156 (6page)

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2012

초고온가스로 노심 지진 거동 해석
강지호 ,  김경호 ,  조상순 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2012.05 학술대회자료

2009

초고온 가스 원자로 노심용 핵연료 블럭의 열응력 평가
강지호 ,  탁남일 ,  김민환 대한기계학회 춘추학술대회 2009.11 학술대회자료

초록· 키워드

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A very high temperature reactor (VHTR) is designed to generate very high heat to approach outlet temperature goal which is typically around 1000 deg-C. The high temperature profiles make it difficult to assure the structural integrity of fuel assembly. The fuel blocks and the fuel compacts experience thermal stresses and significant dimensional changes in addition to the mechanical stresses caused by external forces. Therefore, it is necessary to assess the portion of thermal stresses and dimensional changes. However, precise assessment has not been done because of complexity of the fuel assembly geometry and absence of accurate temperature profiles. In this paper, full-scale finite element analysis (FEA) of one fuel block column in which 10 hexagonal fuel blocks are stacked was carried out using the temperature profiles calculated from computational fluid dynamics (CFD) analyses. The results showed that margin of safety of the fuel blocks and the fuel compacts is 0.88.
#Very High Temperature Reactor (VHTR)(초고온 가스로) #Fuel Block(핵연료 블록) #Graphite Block(흑연 블록)

목차

Abstract
1. 서론
2. 초고온 가스 원자로 노심용 핵연료 블럭의 구조
3. 유한요소 해석
4. 열응력 평가 결과
5. 결론
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