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김형모 (한국원자력연구원) 김석 (한국원자력연구원) 배황 (한국원자력연구원) 고영주 (한국원자력연구원) 최해섭 (한국원자력연구원) 장석규 (한국원자력연구원) 어동진 (한국원자력연구원) 이형연 (한국원자력연구원) 정지영 (한국원자력연구원)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 창립 70주년 기념 학술대회
발행연도
2015.11
수록면
117 - 120 (4page)

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Flow mixing measurements inside a wire-wrapped 37-rods bundle were conducted using a wire-mesh sensor with a customized design for a sodium-cooled fast reactor (SFR). To verify the flow mixing behaviors inside an SFR fuel bundle, a hexagonally arrayed 37 wire-wrapped-rods bundle has been fabricated. The experimental data obtained will be used for validating the capability of subchannel analysis codes for the SFR core thermal hydraulic design. A wiremesh sensing system was successfully developed including a tracing liquid injection system, and a post-processing method was also developed for our experiments. Experimental tests have been performed under the flow condition corresponding to 100 % flow of the prototype reactor nominal flow based on the Reynolds number. The results were compared with other experimental results by an LIF (Laser Induced Fluorescence) method, which show good agreements with each other. The uncertainty analysis including the error propagation based on the flow rates and temperatures has been evaluated to validate the experimental results.
#Sodium-Cooled Fast Rector (소듐냉각고속로) #Subchannel (부수로) #Flow Mixing (유동혼합) #Wire-Wrap Effect (와이어 랩 효과)

목차

Abstract
1. 서론
2. 실험 방법
3. 실험 결과
4. 결론
참고문헌

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