[논문]Pressure drop in dual-cooled annular and cylindrical solid fuel assemblies for pressurized water reactor

Lee, Chi Young; Shin, Chang Hwan; In, Wang Kee

doi:10.1016/j.nucengdes.2012.05.039

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Pressure drop in dual-cooled annular and cylindrical solid fuel assemblies for pressurized water reactor

Nuclear engineering and design : an international journal devoted to the thermal, mechanical and structural problems of nuclear energy, v.250, 2012년, pp.287 - 293

Lee, Chi Young , Shin, Chang Hwan , In, Wang Kee

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참고문헌 (11)

J. Nucl. Sci. Technol. Chun 35 7 508 1998 10.1080/18811248.1998.9733899 A Pressure drop model for spacer grids with and without flow mixing vanes

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Chun 2009 2009 LWR Fuel Performance A potential of dual-cooled annular fuel for OPR-1000 power uprate
Chun, T.H., 2009. Feasibility study on dual-cooled annular fuel for OPR-1000 power uprate, KAERI/RR-3152/2009 (in Korean).
Nucl. Eng. Des. Eifler 5 22 1967 10.1016/0029-5493(67)90075-1 Experimental investigation of velocity distribution and flow resistance in triangular array of parallel rods

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Nucl. Technol. Hejzlar 160 2 2007 10.13182/NT160-2-15 Annular fuel for high-power-density pressurized water reactors: motivation and overview

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In 2010 2010 LWR Fuel Performance Thermal-hydraulic and thermo-mechanical assessment of dual-cooled annular fuel for the OPR-1000 application
J. Fluids Eng. Kline 107 153 1985 10.1115/1.3242449 The purposes of uncertainty analysis

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Int. J. Heat Mass Transfer Marek 16 2215 1973 10.1016/0017-9310(73)90008-2 Heat transfer and pressure drop performance of rod bundles arranged in square arrays

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Int. J. Heat Mass Transfer Rehme 15 2499 1972 10.1016/0017-9310(72)90143-3 Pressure drop performance of rod bundles in hexagonal arrangements

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Int. J. Heat Mass Transfer Rehme 16 933 1973 10.1016/0017-9310(73)90033-1 Simple method of predicting friction factors of turbulent flow in non-circular channels

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Nucl. Technol. Rehme 17 15 1973 10.13182/NT73-A31250 Pressure drop correlations for fuel element spacers

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