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논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제39권 제4호
발행연도
2007.1
수록면
273 - 286 (14page)

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This paper presents the research activities performed to date for the development of a supercritical pressure water-cooled reactor (SCWR) in Korea. The research areas include a conceptual design of an SCWR with an internal flow recirculation, a reactor core conceptual design, a heat transfer test with supercritical CO2, an adaptation of an existing safety analysis code to the supercritical pressure condition, and an evaluation of candidate materials through a corrosion study. Methods to reduce the cladding temperature are introduced from two different perspectives, namely, thermal-hydraulics and core neutronics. Briefly described are the results of an experiment on the heat transfer at a supercritical pressure, an experiment that is essential for the analysis of the subchannels of fuel assemblies and the analysis of a system safety. An existing system code has been adapted to SCWR conditions, and the process of a first-hand validation is presented. Finally, the corrosion test results of the candidate materials for an SCWR are introduced.
#Supercritical Pressure #Reactor Core Concept #Convective Heat Transfer #Safety Analysis #Material for High Temperature Service

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