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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2022.6
- 수록면
- 2,262 - 2,275 (14page)
- DOI
- https://doi.org/10.1016/j.net.2021.12.004
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The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) studied the sodium-water reaction (SWR) minimized steam generator for the safety of the sodium-cooled fast reactor (SFR), and selected the copperbonded steam generator (CBSG) as the optimal concept. This paper introduces the conceptual design ofthe CBSG and the development of the CBSG sizing analyzer (CBSGSA). The CBSG consists of multiple heattransfer modules with a crossflow heat transfer configuration where sodium flows horizontally andwater flows vertically. The heat transfer modules are stacked along a vertical direction to achieve thetargeted large heat transfer capacity. The CBSGSA code was developed for the thermal-hydraulic analysisof the CBSG in a multi-pass crossflow heat transfer configuration. Finally, we conducted a preliminarysizing and rating analysis of the CBSG for the trans-uranium (TRU) core system using the CBSGSA codeproposed by KAERI.
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