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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2015.3
- 수록면
- 84 - 91 (8page)
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SMART adopts, very unique facility, an FMHA to enhance the thermal and flow mixing capability in abnormal conditions of some steam generators or reactor coolant pumps. The FMHA is important for enhancing thermal mixing of the core inlet flow during a transient and even during accidents, and thus it is essential that the thermal mixing characteristics of flow of the FMHA be understood. Investigations for the mixing characteristics of the FMHA had been performed by using experimental and CFD methods in KAERI. In this study, the temperature distribution at the core inlet region is investigated for several abnormal conditions of steam generators using the commercial code, FLUENT 12. Simulations are carried out with two kinds of FMHA shapes, different mesh resolutions, turbulence models, and steam generator conditions. The CFD results show that the temperature deviation at the core inlet reduces greatly for all turbulence models and steam generator conditions tested here, and the effect of mesh refinement on the temperature distribution at the core inlet is negligible. Even though the uniformity of FMHA outlet hole flow increases the thermal mixing, the temperature deviation at the core inlet is within an acceptable range. We numerically confirmed that the FMHA applied in SMART has an excellent mixing capability and all simulation cases tested here satisfies the design requirement for FMHA thermal mixing capability.
목차
1. 서론
2. SMART 원자로 및 유동혼합헤더집합체
3. 해석모형 및 경계조건
4. 해석결과
5. 결론
References
참고문헌 (21)
참고문헌 신청
1. [학술지(정기간행물)] - Lee, G. H. / 2014 / Comparative study on the effect of reactor internal structure geometry modeling methods on the prediction accuracy for PWR internal flow distribution / Annals of Nuclear Energy 70 : 208 ~ 215
2. [학술지(정기간행물)] - Chen, Z. / 2014 / Study of core flow distribution for small modular natural circulation lead or lead-alloy cooled fast reactors / Annals of Nuclear Energy 72 : 76 ~ 83
3. [학술지(정기간행물)] - Kim, K. / 2013 / Experimental study of the APR+ reactor core flow and pressure distributions under 4-pump running conditions / Nuclear Engineering and Design 265 : 957 ~ 966
4. [학술지(정기간행물)] - Yan, B. H. / 2012 / CFD analysis of the effect of rolling motion on the flow distribution at the core inlet / Annals of Nuclear Energy 41 : 17 ~ 25
5. [학술지(정기간행물)] - Böttcher, M. / 2010 / Primary loop study of a VVER-1000 reactor with special focus on coolant mixing / Nuclear Engineering and Design 240 (9) : 2244 ~ 2253
2. [학술지(정기간행물)] - Chen, Z. / 2014 / Study of core flow distribution for small modular natural circulation lead or lead-alloy cooled fast reactors / Annals of Nuclear Energy 72 : 76 ~ 83
3. [학술지(정기간행물)] - Kim, K. / 2013 / Experimental study of the APR+ reactor core flow and pressure distributions under 4-pump running conditions / Nuclear Engineering and Design 265 : 957 ~ 966
4. [학술지(정기간행물)] - Yan, B. H. / 2012 / CFD analysis of the effect of rolling motion on the flow distribution at the core inlet / Annals of Nuclear Energy 41 : 17 ~ 25
5. [학술지(정기간행물)] - Böttcher, M. / 2010 / Primary loop study of a VVER-1000 reactor with special focus on coolant mixing / Nuclear Engineering and Design 240 (9) : 2244 ~ 2253
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