• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.921-926
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• 1998

CANFLEX 연료봉 다발의 3000 시간 내구성 시험 기간 동안 속도센서를 사용하여 압력관 내부에 장전된 연료봉 다발의 진동을 측정하였다. 압력관 내부에 장전된 연료봉의 진동측정은 고온, 고압, 그리고 공간적 제약 때문에 가속도계나 스트레인 게이지 같은 접촉센서로는 측정할 수 없다. 비접촉 센서를 사용하면 이러한 난점을 해결하고 압력관 내부에 장전된 연료봉 다발의 진동을 측정할 수 있다. 속도센서는 비접촉 센서로서 가우스(gauss)의 크기를 감지하여 전압을 출력하는 센서이지만, 측정거리, 주파수, 그리고 속도와 가우스가 비선형이기 때문에 교정을 한 후에 사용하여야 한다. 본 본문에는 속도센서의 교정방법과 압력관 내부에 고온, 고압의 유체가 흐를 때 발생하는 연료봉 다발의 진동특성을 구하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.391-396
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• 1996

내부부수로, 벽면부수로, 모서리부수로를 포함하는 가압경수로형 원자로의 핵연료집합체를 모의하는 3$\times$3 봉다발을 모델로 수치해석을 통해 봉다발 주변의 유동특성을 알아보고 각 봉에서의 원주방향 위치에 따른 국소열전달 특성에 관해 고찰하였다. 봉다발에서 열전달계수의 분포는 벽면영향으로 인한 각 부수로에서의 유속분포와 밀접한 관계가 있으며 내부부수로에 인접한 봉에서 가장 높았고, 그 다음이 벽면부수로, 모서리부수로에 인접한 봉에서는 가장 작게 나타났다. 현재 핵연료의 열수력 설계시에 적용하고 있는 부수고 내의 모든 열수력학적 변수가 일정하다고 가정하는 부수로 해석방법은 봉다발내의 실제 열전달 현상과는 상당한 차이가 있음을 보여주었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.644-649
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• 1995

중수로용 개량핵연료인 CANFLEX핵연료다발 시제품을 고온/고압의 원자로 운전조건에서 시험하여 CANFLEX핵연료다발의 압력강하 특성을 조사하였다. CANFLEX핵연료다발의 최빈 압력강하량은 현재 월성발전소에 사용중인 CANDU 37봉핵연료봉다발의 값과 거의 동일하였으며 핵연료 채널의 압력강하 설계기준을 만족하였다. CANDU 37봉핵연료다발이 장전된 핵연료채널에 새로운 CANFLEX핵연료다발을 일부 교체하는 것을 모의한 천이채널에서의 실험결과도 압력강하 설계기준을 만족하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.356-361
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• 1996

물질전달과 열전달의 유사성을 이용하는 나프탈렌 승화법을 핵연료집합체 모델에 적용하여 봉다발에서의 국소 열전달 계수의 분포를 측정하였다. 실험 모델은 가압경수형 원자로에서 나타나는 부수로 즉, 벽면 부수로와 모서리 부수로 및 내부 부수로로 구성되는 3$\times$3 봉다발이다. 봉다발에서의 국소 열전달 계수 값은 부수로의 형상과 인접한 봉 및 벽면의 영향이 크게 작용하는 것으로 측정되었다. 내부 부수로에 둘러져 있는 봉에서의 국소 열전달계수값은 봉과 봉 사이에서는 부수로 중심 방향보다 낮았고, 평균열전달계수는 Dittus-Boelter의 상관식보다 약간 낮은 값을 보였다. 벽면 부수로에 인접한 봉에서의 열전달계수는 벽면의 영향으로 내부 부수로에 있는 봉보다 상대적으로 낮았으며, 모서리 부수로의 봉에서는 벽면의 영향이 증대되어 더욱 낮게 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.567-572
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• 1997

범용 전산유체해석(Computational Fluid Dynamics) 코드인 CFX-F3D를 이용하여 봉 다발에서의 난류 유동 수치해석을 수행하였다 3$\times$3 봉으로 구성된 부수로 사이의 난류 횡류(Crossflow) 혼합유동과 평행한 4개의 봉으로 이루어진 벽 수로에서의 난류 유동구조를 수치적으로 분석하여 각각의 실험결과와 비교하였다. 부수로 횡류 혼합유동의 경우 예측된 주 유동방향 평균 속도분포는 실험결과와 잘 일치하였으나 벽면과 인접한 부수로에서의 난류강도 분포는 다소 큰 차이가 나타났다. 백수로의 경우 수로 중심선 근처의 주 유동방향의 속도변화는 크게 예측되었고 벽 전단응력은 유로가 협소해지는 영역에서 낮게 예측되었으나 전반적으로 실험결과와 유사한 유동특성을 나타냈다. 이 연구는 봉 다발에서의 난류 유동구조에 대한 이해를 증진시킴과 더불어 CFX-F3D 코드를 평가함으로써 향후 지지격자와 임계열유속 증진장치가 부착된 복잡한 형상의 핵연료 다발에서의 유동장 수치해석의 기반을 마련하였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.36 no.7
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• pp.689-695
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• 2012

The friction factor in a rod bundle and the loss coefficient at a spacer grid were examined. As a test section, 25 smooth rods, 9.5 mm in diameter and 2000 mm in length, were prepared and installed in a $5{\times}5$ square array in a square channel. In this case, the P/D (Pitch-to-Diameter ratio) was 1.35. In this work, plain (i.e., no mixing vanes), split-vane, and hybrid-vane spacer grids were tested. In a bare rod bundle (i.e., no spacer grid), the measured friction factors were in good agreement with the previous correlations. Among the spacer grids tested, the hybrid-vane spacer grid presented the largest friction factor in the rod bundle and loss coefficient. This may be because of the flow pattern change induced by large relative plugging of the flow cross section and mixing vane geometry. At Re=$5{\times}10^5$, the predicted loss coefficients of plain, splitvane, and hybrid-vane spacer grids were approximately 0.79, 0.80, and 0.88, respectively.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.306-311
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• 1996

CANFLEX 연료봉 다발을 구성하는 우라늄 펠릿이 장전된 핵연료봉의 공기중 진동특성을 진동 실험과 유한요소 해석을 통하여 구하였다. 유한요소 해석 시에는 우라늄 펠릿의 강성은 무시하고 질량은 지르칼로이 튜브에 부가하며, 연료봉 양단의 용접부위를 단순 지지보로 처리하는 모델을 제시하였다. 이 모델로부터 얻은 해석결과를 진동실험에서 구한 측정값과 비교하였다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.10 no.2
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• pp.161-165
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• 2001

봉다발 내 온도장 해석을 위해 개발되어진 난류 Prand시 수 모델들을 중심으로 액체금속에 대한 비교연구를 수행하였다. VANTACY-II 코드에 사용된 Zeggel & Monir의 모델의 기초가 된 Jischa & Rieke 모델 및 상수형 모델(Pr$_{t}$=0.9)을 비교대상 모델로 선정하여 난류 Prandtl 수의 비등방성과 공간분포 및 분자 Prandtl 수의 영향을 고려한 본 연구모델과 P/D와 Peclet 수를 변화시키며 얻어진 Nusselt 수의 결과를 비교하였다. 비교결과 본 모델이 다른 모델에 비하여 봉다발 내 액체금속의 열전달 거동을 전반적으로 잘 예측하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.520-525
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• 1998

난류혼합율에 대한 예측은 원자로의 노심 열수력 설계에 있어 매우 중요한 일이다. 봉다발 구조에서 난류혼합의 주요 원인으로 지목되고 있는 유동액동(flow pulsation) 현상에 대한 척도평가(scale analysis)틀 통해 봉다발 유동장을 흐르는 저 Prandtl 수 유채에 대판 난류혼합율 평가식을 유도하였다. 난류혼합에 기여하는 인자가 분자운동, 등방성 난류운동(유동맥동 효과률 배제한 난류운동), 그리고 유동맥동의 세 부분으로 구성되어 있다고 가정하고, 각각에 대한 길이 및 속도척도를 평가하여 난류혼합율을 유도하였다. 평가식에는 P/D, Re수 P${\gamma}$ 수 등의 인자가 고려되어 있어 다양한 기하학적, 수력학적 조건과 유체의 물리적 특성이 반영되어 있다. 유도원 난류혼합율 평가식을 실험 상관식과 비교하였으며, 비교 결과 만족스러운 것으로 나타났다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.40 no.3
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• pp.157-164
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• 2016

The performance of convective heat transfer in rod bundle flow was experimentally evaluated using a twist-vane spacer grid. A $4{\times}4$ square-arrayed rod bundle was prepared as the test section, with a pitch-to-diameter ratio(P/D) of ~1.35. To check the convective heat transfer performance, the circumferential and longitudinal variations in rod-wall temperatures were measured downstream of the twist-vane spacer grid. In the circumferential measurements, the rod-wall temperature toward the twist-vane tip showed the lowest value, which might be due to the deflected water flow caused by the twist-vane. On the other hand, the wall temperature of the longitudinal measurements near the twist-vane spacer grid decreased dramatically, which implies that the convective heat transfer performance was enhanced. A heat transfer enhancement of ~35 % was achieved near downstream of the twist-vane spacer grid, as compared with the upstream value. Based on the present experimental data, a correlation for predicting the heat transfer performance of a twist-vane spacer grid was proposed.