• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.05a
• /
• pp.525-530
• /
• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05b
• /
• pp.531-536
• /
• 1996

계통분식 코드인 RELAP5/MOD3와 격납용기 분석 코드인 CONTEMPT4/MOD5의 통합코드를 구성하였다. 두 코드는 process제어의 개념을 이용하여 가능한 한 코드의 수정을 최소화하고 각 코드의 특성을 유지시키면서 explicit coupling되게 하였다. 통합코드를 간단한 피동형 계통 분석에 적용시켜 계통과 격납용기의 계산을 동시에 수행함으로써 얻을 수 있는 격납용기-계통 간의 열수력 현상을 파악 할 수 있게 하여줌으로써 피동형 원전의 열수력 분석도구로서 사용할 수 있음을 검증하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.175-180
• /
• 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.

• Nuclear industry
• /
• v.21 no.10 s.224
• /
• pp.60-66
• /
• 2001

• Nuclear industry
• /
• v.22 no.12 s.238
• /
• pp.28-39
• /
• 2002

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
• /
• v.39 no.10
• /
• pp.779-786
• /
• 2015

The objective of this study is to propose a new channel shape that improves thermal-hydraulic performance. The existing Zigzag channel has high pressure loss due to flow separation and reverse flow. To improve this disadvantage, partial straight channel is inserted into bended points. Also, the effects of straight channel's length change on heat transfer and pressure loss are analyzed. Thermal-hydraulic performance of the new shape and existing Zigzag channel are quantitatively compared in terms of Goodness Factor. Mass flow rate was changed from $1.41{\times}10^{-4}$ to $2.48{\times}10^{-4}kg/s$. The average volume goodness factor of 1mm straight channel shape was increased by 25% compared to the Zigzag channel.

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.24 no.2
• /
• pp.91-102
• /
• 2015

A thermal-hydraulic design and performance analysis computer code for a once-through steam generator using straight tubes is developed. To benchmark the developed physical models and computer code, an once-through steam generator developed by other designer is simulated and the calculated results are compared with the design data. Also, the same steam generator is analyzed with the best-estimate thermal-hydraulic system code, MARS, for the code-to-code validation. The overall characteristics of heat transfer area, pressure and temperature distributions calculated by the developed code show general agreements with the published design data as well as the analysis results of MARS. It is demonstrated that the developed code can be utilized for diverse purposes, such as, sensitivity analyses and optimum thermal design of a once-through steam generator.

• Journal of Power System Engineering
• /
• v.12 no.5
• /
• pp.54-58
• /
• 2008

최근 열교환기의 향상을 위해 발포다공성매체의 적용이 증가하고 있다. 열교환기의 적용에 있어서 발포다공성매체의 이점을 살펴보기 위해 본 연구에서는 2가지 실험을 수행하였다. 첫 번째는 수력의 관점에서 투과계수 및 내부계수를 결정하는 것이고, 두 번째는 열교환의 관점에서 다공성매체의 유효전도율을 측정하는 것이다. 본 실험에서는 기공도는 거의 같으나 기공의 크기가 각각 20 ppi와 40 ppi인 구리 다공성매체를 사용하였다. 실험의 결과는 40 ppi 크기의 다공성매체가 수력과 열교환, 두가지 관점 모두에서 보다 높은 저항 효율을 나타낸다는 것을 보여준다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.678-683
• /
• 1998

액체금속로의 노심은 핵연료봉과 와이어랩에 의한 부수로로 구성된 복잡한 기하학적 구조의 집합체로 이루어져 있다. 이러한 액체금속로의 정상상태 및 과도상태 노심열수력 상세해석을 위하여 부수로 해석코드 MATRA-LMR 코드를 개발하고 있다. 본 논문에서는 ORNL 19 Pin 실험결과와 EBR-II 실험 모의시 정상상태 노심열수력 해석코드인 SLTHEN 코드 계산에 사용되었던 실험데이타를 사용하여 현재 MATRA-LMR 코드로 계산을 수행한 후 그 결과를 비교.분석함으로써, MATRA-LMR 코드의 개발 상태를 평가해 보았다 ORNL 19 Pin 실험과 MATRA-LMR 계산를 비교한 결과 실험을 정확히 예측하는 것으로 나타났다. SLTHEN 코드 계산결과와의 비교에서는 집합체 평균 출구온도와 부수로 최대 출구온도를 비교한 결과 두 코드의 계산은 약 3% 이하의 차이를 보이고 있다. 현재의 MATRA-LMR 코드는 단일 집합체 계산만 가능하나 앞으로의 작업을 통해 전 노심 해석이 가능하도록 다중 집합체 계산 코드로 개발할 예정이다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
• /
• v.12 no.3
• /
• pp.271-279
• /
• 1999

본 연구에서는 국내에서 가장 취약할 것으로 예상되는 원자력 발전소에 가압열충격 사고를 유발할 수 있는 주증기관 파단사고를 가정하여 열수력 해석과 파괴역학 해석을 수행하였다. 원전수명관리연구의 일환으로 계통열수력 해석 및 혼합열유동 해석에 의하여 구한 냉각제의 온도와 압력의 이력 및 용기의 재질성분으로부터 용기의 응력확대계수와 파괴인성치를 계산하고 이들을 비교하여 균열의 진전여부를 판단하여 형상계수가 1/6인 표면균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였다.