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저자정보
이동원 (한국원자력연구원) 이형연 (한국원자력연구원)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2014년도 CAE 및 응용역학부문 춘계학술대회 논문집
발행연도
2014.4
수록면
317 - 320 (4page)

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Securing structural integrity of fuel assembly during reactor operation is of utmost importance in order to prevent reactor severe accident like Fukushima nuclear power plant through flow characteristics tests with test assembly scaled down from a prototype reactor of a sodium-cooled fast reactor (SFR) and integrity evaluation under creep-fatigue loads. In this study a preliminary stress analysis for 37-pin test assembly scaled down in terms of simulations on geometry (pith to diameter, lead length to diameter) and flow conditions by Reynolds number from full scale 217-pin sub-assembly in a Prototype Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor (PGSFR) of 150 MWe capacity. A full 3-D finite element analysis has been conducted for the 37-pin test assembly assuming that the assembly is to be installed in reactor core to investigate the structural integrity of sub-assembly in PGSFR at the current preliminary design stage. It was shown that the stress intensity range of primary and secondary stress of 3S<SUB>m</SUB> was within design code allowable.

목차

Abstract
1. 서론
2. 노심부수로 시험장치 및 시험집합체
3. 시험집합체의 3D 유한요소 해석
4. 시험집합체의 고온 건전성 평가
5. 결론
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UCI(KEPA) : I410-ECN-0101-2015-500-001458446