• 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.

• 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.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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• 1996.05b
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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.

• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.514-519
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• 1998

범용 전산유체해석(computational fluid dynamics) 코드인 CFX를 이용하여 지지격자 형상에 따른 봉다발 부수로에서의 난류유동 수치해석을 수행하였다 ABB와 SIMENS가 각각 개발한 split vane이 부착된 지지격자와 원자력연구소가 개발중인 회전유동 발생장치가 부착된 지지격자를 포함하는 부수로 난류유동을 분석하였다. 각각의 지지격자 형상에 대해 부수로에서의 축방향 속도, 횡방향 속도, 난류 운동에너지, 와류크기와 압력강하 둥을 비교-분석하였다. 세가지 경우 모두 유사한 경향을 나타냈으나 SIMENS split vane의 유동 전향날개가 크기때문에 와류와 압력강하가 다소 크게 예측되었다. 난류 운동에너지와 와류크기는 지지격자 근처에서 현저히 증가한 후 급격히 감소하는 측정결과를 CFX예측결과에서도 확인할 수 있었다. CFX 예측결과는 지지격자 근처에서 실험 결과와 다소 큰 차이를 보였으나 비교적 부수로 유동특성을 잘 나타낸다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.28 no.1
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• pp.56-71
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• 1996

The local hydrulic characteristics in subchannels of 5$\times$5 nuclear fuel bundles with spacer grids were measured at upstream and downstream of the spacer grid for the investigation of the spacer grid effects on turbulent flow structure by using an LDV(Laser Doppler Velocimeter). The measured parameters are axial velocity and turbulent intensity, skewness factor, and flatness factor. Pressure drops were also measured to evaluate the loss coefficient for the spacer grid and the friction factor for rod bundles. From these data, it was found that the turbulent mixing and forced mixing occur up to $x/D^h=10$ and 20 from the spacer grid, respectively. The turbulence decay behind spacer grid behaves in the similar decay rate as turbulent flow through mesh grids or screens. Mixing factors useful in subchannel analysis code were correlated from the data and show the highest value near spacer grid and then have a stable values.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.143.1-143
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• 2001

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2005.11a
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• pp.97.1-97.1
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• 2005

• Proceedings of the SAREK Conference
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• 2003.07a
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• pp.9-9
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• 2003