• 제목/요약/키워드: 연료봉 다발

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CANFLEX 연료봉 다발의 수중 진동특성

  • 박진석;정장환;김복득
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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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.

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CANFLEX 연료봉 다발의 진동특성

  • 박진석;정장환
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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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.

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길이 방향 핀이 달린 봉 다발에서의 난류 마찰계수 산출을 위한 해석적 방법 (Analytic Prediction of Friction Factors for Turbulent Flow in Longitudinally Finned Rod Bundles)

  • Kim, Nae-Hyun;Hong, Sung-Deok;Kwon, Hyuk-Sung;Lee, Sang-Keun
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제23권4호
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    • pp.401-409
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    • 1991
  • 본 연구에서는 길이 방향의 핀이 달린 봉 다발의 난류 마찰계수를 예측할 수 있는 해석적 모델이 개발되었다. 현재 KMRR의 연료봉으로 핀이 달린 봉다발이 고려되고 있다. 본 모델에서는“Law of the Wall”이 전체 수로에 적용 가능하다고 가정하였다. 전체 수로를 작은 요소 수로와 핀 간 수로로 나누고 각 요소 수로마다“Law of the Wall”속도 분포 곡선을 적분하여 난류 마찰계수를 예측할 수 있는 해석적 방정식을 얻는다. 이 방법을 KMRR 연료봉에 적용한 결과 6핀 실험결과는 잘 예측하고 8핀 실험 결과는 15% 정도 높게 예측하였다.

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핀 봉다발의 압력강하 특성 연구 (An Investigation of Pressure Drop Characteristics of Finned Rod Bundles)

  • Chung, Moo-Ki;Chung, Chang-Hwan;Chung, Heung-June;Song, Chul-Hwa;Yang, Sun-Kyu
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제23권3호
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    • pp.328-339
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    • 1991
  • 30 MW 열출력을 갖는 다목적 연구용 원자로(KMRR)가 원자력연구소에선 개발되고 있다. 열수력 연구의 일환으로 길이 방향으로 핀이 달린 연료봉다발의 압력강하특성을 실험으로 연구하였다. 본 논문에서는 넓은 유량범위에서 적용할 수 있는 핀 연료봉다발에서의 압력강하 상관식의 도출과 압력강하에 미치는 핀 영향의 조사에 중점을 두었다. 도출된 KMRR 핵연료봉다발의 마찰계수 상관식을 원형관의 실험결과와 비교하였을 때 저유량 실험영역에서는 충류시의 해석값인 64/Re 보다 큰 값을 가졌으나 Re가 증가되면 Blasius 상관식보다 낮아지는 경향을 나타내었다.

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電氣加熱式 模擬燃料棒 다발에서의 再冠水 熱傳達 硏究 (A Study of Reflood Heat Transfer in Electrically-Heated Fuel Rod Bundle)

  • 정문기;박종석;이영환
    • 대한기계학회논문집
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    • 제10권1호
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    • pp.7-14
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    • 1986
  • 본 연구에서는 가압경수형 원자로심을 모의하는 3*3배열로 된 모의연료 봉다발의 실험장치를 이용하여 재완수과정의 유동특성과 열전달특성을 파악하였으며, 재완수과정중 연료봉의 온도거동을 예측하는 REFLUX코드를 최근 개발된 연구자료를 토대로 수정하여 본실험결과와 비교하였다.

CANDU형 원자로 주열수송 계통에 대한 Acoustic 해석

  • 이대희;김종민;엄세윤
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제27권6호
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    • pp.932-937
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    • 1995
  • 1990년 12월 카나다의 Darlington 2호기에서 발생한 핵연료 다발의 양쪽 지지판에 있는 지지 금속판의 파손은 펌프 날개 통과 압력 충격파가 Acoustic 성격으로 중폭되어 연료봉지지판의 파손을 일으킨 것으로 추정되었고 이에 따른 주열수송계통에 대한 ABAQUS를 이용한 Acoustic 해석과 수많은 실험을 거쳐 Acoustic 압력 충격파가 핵연료 다발의 연료봉 지지판 파손 원인임이 입증되었다. 이러한 Acoustic 해석과 실험의 결과로써 Darlington 발전소의 열수송 펌프를 5 날개 펌프에서 7 날개 펌프로 교체시키게 되었으며 그 결과 핵연료 스트링의 축방향 진동을 감소시켜 연료봉 지지판의 파손을 방지하게 되었다. 이러한 사례로 인하여 최근 CANDU형 원자로 열수송 계통의 Acoustic 해석에 대한 연구가 AECL의 Chalk River Laboratory와 COG(CANDU Owners Group)에서 활발하게 진행되고 있다. 이 기고문에서는 매우 새로운 분야로써 현재 이루어지고 있는 CANDU형 원자로 열수송 계통의 Acoustic 해석을 위한 해석 이론과 해석 방법을 간단히 요약 정리하였다.

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원전연료 검사를 위한 에지 검출 기법 (Edge Detection Method for Inspection of Nuclear Fuel Rods)

  • 원라경;류길수;김남균
    • 한국콘텐츠학회논문지
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    • 제13권10호
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    • pp.46-53
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    • 2013
  • 원전 핵 연료봉에 대한 검사는 고준위 방사능의 위험으로부터 원격에서 이루어져야 하며, 또한 정확하게 이루어져야 한다. 현재 원전 핵 연료봉에 대한 검사는 방사능의 위험으로 인해 카메라로 핵 연료봉을 촬영하여 녹화된 동영상을 원격에서 보고 판단하는 형태로 운영되고 있다. 본 연구는 원자력 발전소에서 사용되는 핵 연료봉에 대한 상태 검사를 영상처리를 통하여 구현한 것이다. 핵 연료봉은 여러 개를 다발로 묶어 사용하도록 되어있는데, 이를 검사하기위한 영상처리 기법으로는 에지 검출 기법이 유용하다. 핵 연료봉 에지 검출을 위해 DoG 기법에 임계값 처리를 추가하는 방법을 제안한다. 이것은 DoG를 최적화한 새로운 기법으로, DoG와 임계값을 듀얼로 처리하는 방법이다. 이 방법으로 핵 연료봉 에지를 검출한 후에, 핵 연료봉 검사 알고리즘을 수행하여 핵 연료봉 이상 유무를 판단한다. 이러한 방법을 통해 미니어처로 제작된 핵 연료봉 검사시스템에 실험한 결과 우수한 특성을 확인하였다. 본 연구를 통해 원전 핵 연료봉 상태 검사를 보다 쉽고 안전하게 시행할 수 있을 것으로 생각된다.

LSVF 혼합날개를 이용한 $6{\times}6$ 연료봉 다발에서의 단상 국부적 열전달계수의 실험적 측정 (Experimental measurements on Single-Phase Local heat transfer coefficients in $6{\times}6$ rod bundles with LSVF mixing vanes)

  • 배경근;최영돈
    • 대한설비공학회:학술대회논문집
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    • 대한설비공학회 2005년도 동계학술발표대회 논문집
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    • pp.300-305
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    • 2005
  • The present experimental study investigates single-phase heat transfer coefficients downstream of support grid in $6{\times}6$ rod bundles. Support grid with split mixing vanes enhance heat transfer in rod bundles by generating it make turbulence. But this turbulence is confined to short distance. Support grid with LSVF mixing vanes enhanced heat transfer to longer distance. The corresponding Reynolds number investigated in the present study is Re=30,000. The heat transfer coefficients are measured using heated and unheated copper sensor.

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경수로 사용후핵연료 수중 낙하 충돌 속도의 이론적 평가 (Theoretical Estimation of the Impact Velocity during the PWR Spent Fuel Drop in Water Condition)

  • 권오준;박남규;이성기;김재익
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제14권2호
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    • pp.149-156
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    • 2016
  • 저장조에 위치한 사용후핵연료는 가혹한 원자로 조건에 의해 구조적 건전성이 와해되므로 외력에 취약하다. 따라서 운반 및 취급 중 사고 상황이 고려되어야 한다. 극단적인 경우, 핵연료 취급 중 사고로 인해 핵연료 저장조에서 핵연료집합체 낙하가 발생할 수 있다. 이러한 사고 상황 하에서 연료봉 파손 등을 평가하기 위해서 수조에 충돌할 때 발생하는 충돌력을 분석할 필요가 있다. 이는 핵연료가 수조 바닥에 충돌할 때의 속도를 입력으로 하여 평가될 수 있다. 연료봉이 핵연료 중량 및 부피의 대부분을 차지하고 있으므로, 연료봉 다발은 수중 항력을 예측하는데 중요한 역할을 한다고 볼 수 있다. 본 연구에서는 $3{\times}3$ 의 짧은 연료봉 다발을 모델로 사용하여 수중에서 낙하할 때 받는 수력을 계산하였고, 이를 전산모사와의 비교를 통하여 검증하였다. 본 방법론을 사용후핵연료 건전성 평가에 적용할 수 있을 것으로 기대된다.