• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.175-180
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• 1998

중수로에 0.88 w/o 의 순환 핵연료를 사용하여 기존 중수로의 출력을 증강시키는 방안이 모색되었다. 기존 중수로와 양립하여야 하므로, 37봉 핵연료 다발과 CANFLEX 핵연료다발에 대한 격자 특성 계산과 노심 계산을 수행하였다. 열수력 여유도 증가와 고연소도 핵연료를 위하여 개발한 개량 핵연료 (CANFLEX)를 사용하면 원자로의 임계채널출력 (CCP)이 5 % 이상 증대하므로, 기존 원자로의 총 출력을 같은 열수력 한계 내에서 5 % 증가시킬 수 있다. 또한 개량 핵연료 다발에 순환우라늄을 사용하면 기존 월성 원자로의 구조 변화 없이 노심 출력분포의 재 분포에 의하여 15 % 까지 출력을 증강할 수 있다고 평가되었다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.97.1-97.1
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.194.2-194
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.143.1-143
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.139.2-139
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.503-508
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• 1998

연구용원자로인 하나로(HANARO)에서 중성자 조사된 캡슐 및 핵연료다발을 절단 및 해체하기 위한 장비인 캡슐절단기를 개발하여 조사재시험시설(IMEF)의 M2 핫셀(hot cell)에 설치하였다. 재료 및 핵연료의 개발을 위해 하나로에서 조사되는 캡슐 및 핵연료다발의 절단 및 해체는 핵연료봉 및 캡슐내부에 내장되어 있는 시편에 손상 및 결함이 발생하지 않도록 하는 것이 매우 중요하며, 이러한 장비는 핫셀의 작업구역에서 원격조작기를 사용하여 원격으로 조작이 용이하도록 설계 및 제작되어야 한다. 이에 조사재시험시설에서 개발한 캡슐절단기는 가공물이 회전 및 좌우이송, 절단용 철이 회전 및 전후이송이 각각 되도록 하였고, 핫셀내에 설치하기 전에 가공에 필요한 최적의 조건을 설정하였다. 그리고 핫셀내 설치후 중성자에 조사되지 않은 하나로용 핵연료다발과 조사된 무계장캡슐을 건식상태로 절단 및 해체하여 장비 성능을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제41권1호
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• pp.53-62
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• 2017

이중냉각 환형핵연료 집합체를 위한 비틀림 혼합날개 지지격자의 강제대류열전달 성능을 실험적으로 평가하였다. 비틀림 혼합날개 지지격자는 부수로 간 혼합뿐 아니라 부수로 내 혼합을 동시에 증대시킬 수 있도록 설계되었다. 실험을 위한 이중냉각 환형핵연료 모의 집합체로, 봉 중심 간 거리와 봉 외경의 비가 1.08인 봉 간격이 좁은 $4{\times}4$ 정사각 배열의 봉다발을 준비하였다. 실험은 봉다발 유동의 축방향 평균속도가 1.5 m/s, 열유속은 $26kW/m^2$인 조건에서 수행하였다. 원주방향 온도 분포의 경우, 지지격자 상류에서는 부수로 중심 벽면에서, 하류에서는 비틀림 혼합날개 끝이 향하는 벽면에서 온도가 가장 낮게 나타났다. 축방향 온도 분포의 경우, 지지격자 하류 근처에서 온도가 급격하게 감소하는 것으로 측정되었고, 비틀림 혼합날개에 의해 누셀트 수는 최대 56 % 증대되는 것으로 나타났다. 본 실험결과를 토대로 봉 간격이 좁은 이중냉각 환형핵연료 집합체에서 비틀림 혼합날개 지지격자에 의해 강제대류열 전달 성능이 효과적으로 증대될 수 있음을 확인하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집D
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• pp.195-200
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• 2001

An experimental study on critical heat flux (CHF) has been performed for water flow in a uniformly heated vertical 3 by 3 rod bundle under low flow and a wide range of pressure conditions. The objective of this study is to investigate the parametric trends of CHF with 3 by 3 rod bundle test section where three unheated rods exist. The general trends of the CHF are coincident with previous understandings. At low flow and system pressure above 3 MPa, some critical qualities are larger than 1.0 due to counter-current flow in test sections. Since there is a supply of water to the heated section from unheated section, the maximum CHFs at system pressure between 2 and 4 MPa are not shown.

• 한국전산유체공학회지
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• 제8권2호
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• pp.8-15
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• 2003

Three nonlinear κ-ε models with the wall function method are applied to the fully developed turbulent flow in a triangular subchannel of a bare rod bundle. Typical predicted quantities such as axial and secondary velocities, turbulent kinetic energy and wall shear stress are compared in details both qualitatively and quantitatively with both each other and experimental data. The nonlinear κ-ε models by Speziale[1] and Myong and Kasagi[2] are found to be capable of predicting accurately noncircular duct flows involving turbulence-driven secondary motion. The nonlinear κ-ε model by Shih et aL.[3] adopted in a commercial code is found to be unable to predict accurately noncircular flows with the prediction level of secondary flows one order less than that of the experiment.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 추계학술대회
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• pp.1592-1597
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• 2004

Experimental studies were carried out to confirm the turbulent enhancement of the cooling system of nuclear reactor by large scale vortex generation in nuclear fuel rod bundle. The large scale vortex motions were generated by rearranging the inclination angles of mixing vanes to the coordinate directions. Experimental studies were carried out at Reynolds Number 60,000 with hydraulic condition. Normal variations of mean velocity and turbulent intensity in the rod bundle subchannel were measured by the 2-color LDV measurement system. The turbulence generated by split mixing vanes has small length scales so that they maintain only about 10DH after the spacer grid. On the other hand, the turbulences generated by the large scale vortex continue more and remain up $25D_{H}$ after the spacer grid.