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대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2009년도 추계학술대회 강연 및 논문 초록집
발행연도
2009.11
수록면
2,650 - 2,654 (5page)

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The numerical simulation of a 271-rod fuel assembly of nuclear Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) with an internal blockage has been carried out. Internal blockage within a subassembly is addressed in the safety assessment because it has potentially very serious consequences for the reactor as a whole. Three dimensional calculations were performed using the SABRE4 computer code for the range of blockage positions and sizes to investigate the seriousness and detectability of the internal blockage. The magnitude and location of the peak temperatures together with the temperature distribution at the subassembly exit were calculated in order to look at the potential for damage within the subassembly, and the possibility of blockage detection. The analysis result shows that the 6-subchannel blockage causes large temperature rise within an assembly with practically no change in the mixed mean temperature at the assembly exit.
#Flow Blockage(유로폐쇄) #Wire-rapped Bundle(외이어-랩 핵연료다발) #Sodium-Cooled Fast Reactor(소듐냉각고속로)

목차

Abstract
1. INTRODUCTION
2. SFR PIN-BUNDLE ASSEMBLY
3. FLOW BLOCKAGE ANALYSIS
4. NUMERICAL ANLAYSIS RESULTS
5. CONCLUSION
ACKNOWLEDGMENTS
REFERENCES

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