• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.329-334
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• 1997

기포막 제한 및 기포 군집 이론에 의한 해석적 접근을 통해 축방향 출력분포가 임계열속에 미치는 영향을 파악하고, 이를 근거로 임계열속 발생지점에서의 엔탈피 변화를 고려하여 축방향 출력분포에 따른 임계열속 예측치 보정 모델을 개발하였다. 제안된 모델의 검증을 위해 cosine 형태의 축방향 출력분포를 갖는 임계열속 측정치와 비교하였으며, 그 결과 제안된 모델은 측정치에 대해 평균 1.0072, 표준편차 9.98%의 예측 성능을 나타냈다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.440-452
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• 1994

핵연료 다발의 설계는 핵연료 표면에서의 열속이 임계열속에 도달되지 않도록 이루어져야한다. 이를 위해서는 설계된 핵연료 다발에 대한 임계열속이 정화하고 신뢰성 있게 평가되는 것이 매우 중요하다. 그러나 현재 사용되고 있는 임계열속 상관식에 관한 쟁점 대상중의 하나는 원통튜브관에서 실험적으로 얻어진 임계열속 자료가 유효직경 형태의 변수와 적당한 보정인자를 사용하여 핵연료다발 부수로 분석에 사용되고 있다는 것인데, 이러한 방법은 임계열속 예측에 있어서 불확실도 요인으로 작용하고 있다. 유효직경은 유동단면적상의 국부적 유체 특성을 제대로 표현하지 못 할 뿐만 아니라 표면구배효과 등을 고려할 수 없다. 더구나 난류유동은 오목구배면에서 보다는 볼록구배면에서 더욱 두드러진다. 즉, 횡방향 볼록구배면이 오목구배면 보다 유동의 반경방향으로의 난류 형성에 영향이 훨씬 크게 나타나는데, 이는 정화한 핵연료 임계열속 평가에 있어서 볼록구배의 영향이 반드시 고려되어야 함을 암시하는 것이다. 본 논문에서는 횡방향 구배의 유동영향에 대하여 전반적으로 심도있게 고찰하고 임계열속에 대한 영향이 논의 되었으며, 이 영향을 정량화하기 위하여 고려되어야 할 유동 모델과 향후 연구 방향이 제시되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.675-680
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• 1997

반구형 간극에서 히터 출력이 임계열유속(CHF)에 이르렀을 때 히터표면의 온도 변화와 CHF 값을 측정하였다. 반구형 히터의 직경은 498mm 이고 간극은 1, 2mm 에서 실험을 수행하였다. 히터표면의 온도는 항상 간극상단의 특정 부분에서부터 증가하기 시작하였다. 즉, 이곳에서 국부적인 dryout이 발생한 것으로 판단된다. 히터의 열속이 증가함에 따라 dryout 부분은 원주방향과 아래방향으로 확장되었다. 한편 임계열유속보다 작은 열속에서는 dryout 영역이 변하지 않는 정상상태가 존재하였으나 임계열유속에서는 열속이 고정되어 있어도 dryout 영역이 스스로 확장되어 나갔다. 이 실험은 계속 진행중이며 현재까지 측정된 CHF 값을 제시하였다. CHF 값은 간극을 대상으로 개발된 기존의 실험식보다 낮게 측정되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.918-931
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• 1995

임계열속을 예측하는 기존의 여러 방법중 임계열속 발생 역학구조에 근거한 이론적 접근 방법은 여러 유동형태(Flow pattern)별로 연구되고 있으며, 대표적으로 환상유동에서의 LFD(Liquid Film Dryout) 이론, 기포류에서의 BBLD(Bubble Boundary Layer Dryout) 흑은 LNID(Local Nucleation Initiated Dryout)이론 등이 제시되고 있다. 본 논문에서는 일반적으로 원자로 조건에 서 적용될 수 있는 LFD이론과 BBLD 이론에 대하여 대표적인 모델들을 소개하고 특성을 검토하였다. 특히 BBLD 이론중에서 기포군집 (Bubble coalescence) 모델과 층류막 드라이 아웃(Sublayer dryout) 모델에 대해서는 원형관에서의 임계열속 시험자료를 사용하여 각 모델의 예측 성능 및 특성을 평가하였다. 평가 결과, 기포군집 모형인 Weisman 모델의 예측성능이 가장 우수했으며 아울러 층류막 드라이아웃 모델인 Katto 모델과 Mudawwar 모델은 구성 인자중 기포군속도와 층류막 두께와의 관계가 보다 정확히 모형화되야 할 것으로 판단된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.508-513
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• 1998

가압경수로에서 열여유도를 평가하는 당대의 접근 방범이 고찰되었다. 통상적으로 열여유도 평가는 국부 열속이 임계열속(CHF: Critical Heat Flux)으로부터 떨어진 거리로부터 도출된 핵비등이탈률(DNBR: Departure from Nucleate Boiling Ratio) 개념을 사용하여 수행된다. 본 연구에서는 열여유도 정가에 대하여 제기되는 문제가 당대의 접근 방법에 이러한 영향을 주는 지 평가하고 이에 대한 향후 연구 방향을 살펴 보고자 하는 것이다. 혼합날게 그리드에 의해 야기되는 와류 효과가 크면 클수록 현재의 부수로 분석 방법의 신뢰성이 제고되며 상관식의 예측 성능을 평가할 때 데이터 분포가 중요하다는 착안점이 얻어졌다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.125-125
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• 2002

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권12호
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• pp.815-824
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• 2016

가압경수로에 장전되는 핵연료집합체는 연료 봉 다발과 지지격자 및 상하단 고정체로 구성되어 있다. 고온 고압의 냉각수는 원자로 하부로 유입되어 연료 봉 사이로 형성된 부수로를 따라 노심 상부로 흐른다. 경수로핵연료의 주요 열수력 성능인자는 정상운전시 압력강하 및 임계열속이며 사고시에는 급랭 시간이다. 한국원자력연구원에서는 경수로핵연료의 성능을 향상시키고 국산화를 위해 고성능 경수로핵연료, 이중냉각 핵연료 및 사고저항성 핵연료를 개발하였다. 경수로핵연료의 열수력 핵심기술을 개발하기 위해 압력강하 실험, 난류 유동혼합/열전달 실험, 임계열속 및 급랭 시험을 수행하였으며 전산유체역학 방법도 활용하였다. 더불어 사용후핵연료의 임시저장을 위한 건식저장 용기의 열유동에 대한 전산유체해석을 수행하였다. 한편, 경수로핵연료의 열수력 기반기술을 개발하고 실용화를 위해 대학 및 산업체와 협력연구도 진행하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.161-161
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• 1999

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.518-531
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• 1995

단일수로 해석 모형을 다수로 해석 모형으로 대체할 경우 얻을 수 있는 열적 여유도 향상에 대한 연구를 수행하였다. 이를 위하여 17$\times$17 국산핵 연료 장전 노심에 적용할 수 있는 새로운 임계열속 상관식을 개발하였으며, 여기에 사용된 부수로 국부 조건은 다수로 해석 코드인 TORC로 계산하였다. 그리고, 고온부구로 DNBR 분석을 위하여 전 노심에 대한 단일단계 해석 모형을 개발하였다. 분석 결과 다수로 해석 모형인 TORC/KRB-1 체제를 사용할 경우 단일수로 해석 모형인 PUMA/ERB-2 체제에 비하여 약 5% 이상의 열적 여유도를 회복할 수 있는 것으로 나타났다. 이러한 열적 여유도의 증가는 두 코드간의 고온부수로 국부조건 예측 성능 차이와 임계열속 상관식의 특성 차이에서 기인한 것이다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제25권9호
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• pp.1237-1244
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• 2001

An experimental study was carried out to identify the various regimes of natural convective pool boiling and to determine the boiling heat transfer curve and Critical Heat Flux(CHF) on a vertical square surface having a 70mm width and a 70mm height. The heater made of copper block with embedded cartridge heaters is submerged in a water tank at atmospheric pressure. As the heat flux increases from 100kW/㎡ to 1.2MW/㎡, the heat transfer regime migrates from the nucleate boiling to the film boiling. The boiling heat transfer data are fitted by Rohsenow type correlation. An explosive vapor generation on the heated surface, whose size and frequency are characterized by the heat flux, is visualized using a high speed digital imaging system.