• Journal of Energy Engineering
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• v.23 no.4
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• pp.95-105
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• 2014

The CUPID code has been developed for a transient, three-dimensional, two-phase flow analysis at a component scale. It has been validated against a wide range of two-phase flow experiments. Especially, to assess its applicability to single- and two-phase flow analyses in the Calandria vessel of a CANDU nuclear reactor, it was validated using the experimental data of the 1/4-scaled facility of a Calandria vessel at the STERN laboratory. In this study, a preliminary thermal-hydraulic analysis of the CANDU reactor moderator tank using the CUPID code is carried out, which is based on the results of the previous studies. The complicated internal structure of the Calandria vessel and the inlet nozzle was modeled in a simplified manner by using a porous media approach. One of the most important factors in the analysis was found to be the modeling of the tank inlet nozzle. A calculation with a simple inlet nozzle modeling resulted in thermal stratification by buoyance, leading to a boiling from the top of the Calandria tank. This is not realistic at all and may occur due to the lack of inlet flow momentum. To improve this, a new nozzle modeling was used, which can preserve both mass flow and momentum flow at the inlet nozzle. This resulted in a realistic temperature distribution in the tank. In conclusion, it was shown that the CUPID code is applicable to thermal-hydraulic analysis of the CANDU reactor moderator tank using the cost-effective porous media approach and that the inlet nozzle modeling is very important for the flow analysis in the tank.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.40 no.7
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• pp.457-470
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• 2016

Most CFD codes, that mainly adopt the heat partitioning model as the wall boiling model, have shown low accuracies in predicting the two-phase flow parameters of subcooled boiling phenomena under low pressure conditions. In this study, a number of subcooled boiling experiments in vertical channels were analyzed using a thermal-hydraulic component code, CUPID. The prediction of the void fraction distribution using the CUPID code agreed well with experimental data at high-pressure conditions; whereas at low-pressure conditions, the predicted void fraction deviated considerably from measured ones. Sensitivity tests were performed on the submodels for major parameters in the heat partitioning model to find the optimized sets of empirical correlations suitable for low-pressure subcooled flow boiling. The effect of the K-factor on the void fraction distribution was also evaluated.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.2
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• pp.343-352
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• 1993

다목적연구로(KMRR)는 일반 발전용 원자로와는 매우 다른 특성을 가지고 있으며, 설계 개념 또한 특이하다. 위와 같은 특이한 설계 특성을 파악하기 위하여 열수력 실험을 수행하였으며 시운전 시험도 설계 개념의 입증에 중점을 두고 수행될 예정이다. 실증실험은 크게 설계 자료 생산을 위한 실험, 기기 설계 검증 시험, 시운전 성능 시험으로 나눌 수 있다. 설계 자료 생산을 위한 실험으로 핵연료의 열수력학적 특성을 규명하는 실험, 우회 유동에 의한 노심 출구 냉각수 상승 억제를 입증 또는 해석하기 위한 자료 생산용 실험 등이 이루어졌다. 기기 설계 검증 시험으로는 Pump 특성 시험, Flap valve 특성 시험 등을 들 수 있다. 또한, 시운전 성능 시험으로는 설계 개념을 입증하기 위한 여러 시험들이 행해질 예정이다. 이러한 실험들을 통하여 설계에 필요한 많은 자료들이 생산되었고, 시운전 시험을 통하여 설계를 검증하고 실제 운전에 필요한 많은 자료를 얻을 수 있으리라 기대된다. 본 기고를 통하여 이러한 실험의 중요성 및 내용에 대해 간략하게 기술하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.1
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• pp.1-8
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• 1994

The flame speed correlation considering thermal-hydraulic phenomena under severe accidents is proposed and correction coefficients are defined. This correlation modifies the pressure dependency in Iijima-Takeno correlation and adds the steam suppression effects to it in the anticipated hydrogen and steam concentration ranges under severe accidents. The existing models of flame speed due to hydrogen combustion under severe accidents are based on the experiments which were performed merely at room temperature and atmospheric pressure. They have difficulty in predicting a accurate flame speed in a case of high temperature and pressure during severe accidents. Thus the flame structure is assumed as a prerequisite to the reliable determination of flame speed and theoretical model is developed. To examine the validity, flame speeds in various conditions calculated by this model are compared with those obtained by the calculation of the existing correlations of the codes such as improved HECTR and MAAP. Also the steam suppression ratio is quantified and the steam suppression coefficient is defined as a composition of mixture. Initial temperature and pressure dependencies are investigated and correction coefficents are determined. More experimental studies can be recommended to improve this correlation to its further works.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.707-712
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• 1998

이종 코드에 의한 CE형 발전소의 대형 냉각재 상실 사고 해석이 수행되었다. 이 연구는 상대적으로 최근에 개발된 웨스팅하우스 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 영광 3&4호기의 대형 냉각재 상실 사고를 계산해 봄으로써 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 개선 방향을 고찰하는 것을 목적으로 하였다. 계산은 가장 제한적인 대형 냉각재 상실 사고의 Blowdown 및 Refill 기간 동안 수행하였다. 이 기간 동안의 RCS내 열수력적 거동 및 연료봉 온도 변화는 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 계산한 경우와 크게 다르지 않음을 확인하였다. 따라서 향후 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 성능 개설은 Reflood 해석용 코드의 개선 및 개발을 중심으로 이루어져야 한다는 결론을 얻었다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.21 no.4
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• pp.419-426
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• 2012

A transient, three-dimensional, two-phase flow analysis code, CUPID, has been developed in KAERI. In this work, we performed a preliminary analysis using the CUPID code to investigate the thermal-hydraulic behavior of the moderator in the Calandria vessel of a CANDU reactor. At first, we validated the CUPID code using the three experiments that were performed at Stern Laboratories Inc. To avoid the complexity to generate computational mesh around the Calandria tube bundles, a porous media approach was applied for the region. The pressure drop in the porous media zone was modeled by an empirical correlation. The results of the calculations showed that the CUPID code can predict the mixed flow pattern of forced and natural convection inside the Calandria vessel very well. Thereafter, the analysis was extended to a two-phase flow condition. Also, the local maximum temperature in the Calandria vessel was plotted as a function of the injection flow rate, which may be utilized to predict the local subcooling margin.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.396-402
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• 1995

영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각계통이 상실되고 가압기 Manway가 개방된 사고에 대하여 RELAP5/MOD3.1.2의 열수력 코드를 이용하여 모의하였다. 계산결과 계통의 압력은 최고 1.74bar 까지 도달하였으며, 사고 발생 후 약 1시간 이후부터 계통은 노심이 노출될 때까지 유사 정상상태를 유지한다. 이때 가압기 Manway를 통해 방출되는 증기량은 약 4 kg/s로 붕괴열의 약 80%를 담당하고 증기발생기 2차측에 의해 나머지 20% 가량 제거된다. 또한 비응축성 가스는 계통에 남아 있는 한 계통의 압력 상승율을 증가시키며, RELAP5/MOD3.1.2 계산결과는 일차계통 전체 냉각재의 약 26 %의 질량오차를 나타냈다.

• Journal of the Korean Society of Propulsion Engineers
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• v.26 no.6
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• pp.10-20
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• 2022

The present study developed a design code for preburner of staged combustion cycle engines, which calculates preburnt gas at high-pressure oxidizer-rich conditions and predicts conjugate heat transfer and hydraulics of cryogenic fluid flow through cooling passages. It has been written based on the open-source library Cantera, into which this study has incorporated new source codes to predict correctly non-ideal thermodynamics and transport anomalies of the cryogenic fluid. For a preburner of 100 tonf-class booster engine currently under preliminary design, the present code demonstrated predictive capability and usability as a design code by comparing with CFD simulation.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2002.05a
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• pp.97-101
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• 2002

최근 개발되고 있는 원자력발전소용 OTS(Operator Training Simulator) 개발은 설계 및 해석에 사용되었던 여러 가지 코드(시뮬레이션 소프트웨어)를 수정 보완하여 이들을 상호 통합하는 방식으로 수행되는 경향을 보이고 있다. 기존에 개발되었거나 현재 운영중인 대부분의 OTS는 단일의 고성능 컴퓨터 환경에 의존하므로 발전소 설계와 해석에 사용하였던 서로 다른 코드를 상호 통합하여 사용하기에는 어려움이 많았다. 그러나, 최근에는 컴퓨터의 성능과 네트워크 기술이 비약적으로 발전하여 서로 다른 속성을 갖는 시뮬레이션 소프트웨어를 각각 서로 다른 컴퓨터에 적재 실행시키고 네트워크를 통하여 연동시키는 것이 가능해졌다. 본 연구는 원자력발전소 설계와 해석에 사용하고 있는 시뮬레이션 소프트웨어(노심 모사코드, 열 수력 모사코드, 구조물 모사코드), 인간기계연계(Man Machine Interface) 소프트웨어, 각 모사 소프트웨어간의 통신과 실행을 제어하는 강사 소프트웨어를 분산된 컴퓨터 환경에서 실행시키는 OTS를 개발하였다. 본 연구를 수행함에 있어서 서로 속성이 다른 소프트웨어 모듈을 하나로 통합하는 작업이 가장 부담스러웠다. 따라서, 서로 다른 소프트웨어 모듈을 통합하기 위한 요건을 개발초기에 설정하고, 이 요건을 모든 소프트웨어 개발조직이 준수하도록 하였다. 본 논문에서는 OTS를 구성하는 이질적인 소프트웨어 모듈의 기능과 특징, 이들을 통합하기 위한 요건을 설명한다. 또한 각 요건이 OTS 개발공정에서 어떻게 적용되고 사용되었는지를 살펴본다.

• Journal of the Korean Society of Propulsion Engineers
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• v.7 no.3
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• pp.30-37
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• 2003

Spray angle of dual swirl injector is established according to the velocity ratio at orifice exit. Due to the internal mixing at recess and lack of correlation for the combined two fluid injection, prediction of spray angle is very difficult. This study deal with experimental work and numerical simulation on spray angle with different recess length. Among the multiphase flow models, the VOF model was selected to simulate the spray angle. Feasibility of numerical analysis are confirmed by comparing the results with the experimental data, and the effect of recess on spray angle are analyzed for single and combined spray case.