가압경수로 핵연료집합체의 유동혼합과 열전달 실험 및 수치 해석 (Experiment and Numerical Simulation of Flow Mixing and Heat Transfer in Fuel Assembly for Pressurized Water Reactor)

서지정보

· 발행기관 : 대한기계학회
· 수록지 정보 : 기술과 교육 / 9권 / 2호 / 85 ~ 95페이지
· 저자명 : 인왕기

초록

가압경수로 원통형 핵연료집합체와 이중냉각 환형핵연료집합체를 각각 모의한 표준 및 협소 4x4 봉 다발에서의 유동혼합과 열전달 특성을 실험과 CFD 방법으로 분석하였다. 실험 결과와 CFD 계산 결과 모두 부수로 중심 영역에서 큰 회전유동과 간극 영역에서 교차류가 발생하는 것을 알 수 있다. 표준봉 다발의 경우 CFD 결과들은 실험 결과에 비해 다소 큰 온도 변화를 예측하고 있으며, 특히 간극에서의 온도가 큰 차이를 보이고 있다. 혼합날개의 영향으로 지지격자 하류에서 봉 표면 온도가 감소하는즉 열전달이 증가하는 것을 실험 및 CFD 결과가 잘 보여주고 있다.

영어초록

Experiments and CFD calculations were performed to investigate flow mixing and heat transfer in regular and tight-lattice rod bundles, which simulate cylindrical fuel assembly and dual-cooled annular fuel assembly for pressurized water reactor, respectively. The experiments and CFD calculations showed a large swirl in core region of subchannel and crossflow in gap region. The CFD prediction showed somewhat larger variation of rod temperature than the experimental result and significantly large discrepancy particularly in rod gap. The experimental and CFD results showed the decrease of rod temperature, i.e., the increase of heat transfer downstream of mixing-vane grid.

참고자료

· 없음