• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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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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• v.26 no.3
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• pp.440-452
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• 1994

Nuclear fuel bundles are designed such that the heat flux at a-fuel pin surface should not exceed the critical heat flux (CHF) during normal operation and anticipated transient. Therefore, evaluation of the CHF for fuel bundle is demanded in an exact and reliable manner. One of the major concerns with the current application of CHF correlations is that the CHF based on circular tubes is applied to the fuel bundle subchannel analysis, mainly in terms of the hydraulic diameter with correction factors which may result in a source of possibly large uncertainties in CHF prediction. The hydraulic diameter does not recognize the local properties of fluid nor such effect as the surface curvature; the turbulence action on the convex surface is much more pronounced than that on the concave surface. Even for the tube having concave curvature, the effect of tube diameter on CHF becomes important with decreasing diameter. These facts imply that the convex curvature effect is significant and crucial to the reliable CHF prediction. This paper reviews and discusses analytical and experimental aspects of effect of transverse convex curvature in incompressible turbulent flow and heat transfer, and on CHF. Flow models to quantify this effect are briefly mentioned and future works are recommended.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.6
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.161-161
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.125-125
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• 2002

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.40 no.12
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• pp.815-824
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• 2016

The fuel assembly for pressurized water reactor (PWR) consists of fuel rod bundle, spacer grid and bottom/top end fittings. The cooling water in high pressure and temperature is introduced in lower plenum of reactor core and directed to upper plenum through the subchannel which is formed between the fuel rods. The main thermal-hydraulic performance parameters for the PWR fuel are pressure drop and critical heat flux in normal operating condition, and quenching time in accident condition. The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has been developing an advanced PWR fuel, dual-cooled annular fuel and accident tolerant fuel for the enhancement of fuel performance and the localization. For the key thermal-hydraulic technology development of PWR fuel, the KAERI LWR fuel team has conducted the experiments for pressure drop, turbulent flow mixing and heat transfer, critical heat flux(CHF) and quenching. The computational fluid dynamics (CFD) analysis was also performed to predict flow and heat transfer in fuel assembly including the spent fuel assembly in dry cask for interim repository. In addition, the research cooperation with university and nuclear fuel company was also carried out to develop a basic thermal-hydraulic technology and the commercialization.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.518-531
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• 1995

A study has been Peformed to investigate the thermal margin increase by replacing the single-channel analysis model with a multichannel analysis model. h new critical heat flux(CHF) correlation, which is applicable to a 17$\times$17 Korean Fuel Assembly(KOFA)-loaded core, was developed on the basis of the local conditions predicted by the subchannel analysis code, TORC. The hot sub-channel analysis was carried out by using one-stage analysis methodology with a prescribed nodal layout of the core. The result of the analysis shooed that more than 5％ of the thermal margin can be recovered by introducing the TORC/KRB-1 system(multichannel analysis model) instead of the PUMA/ERB-2 system(single-channel anal)sis model). The thermal margin increase was attributed not only to the effect of the local thermal hydraulic conditions in the hot subchannel predicted by the code, but also to the effect of the characteristics of the CHF correlation.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 2004.03a
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• pp.220-223
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• 2004

The initial conditions such as the film thickness and the void fraction at the onset of annular flow are required for the analytical dryout model. The Disturbance Wave Instability model(DWI model) is one of the model describing the Annular-to-Intermittent Flow regime Transition(AIFT). The experimental CHF conditions for the uniformly heated tube were compared with the predictions by the modified Levy model, for which the initial conditions at AIFT were estimated by the DWI model. For the flow through long tubes with small inlet subcooling, the effect of AIFT model on the dryout prediction was little. However, the use of DWI model gave better prediction of CHF in a short tube.