• 한국산학기술학회논문지
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• 제22권5호
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• pp.554-560
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• 2021

크러드는 원자력 발전소 운전 시 핵연료 표면에 침적되는 철-니켈-크롬 등의 금속 산화물로 이루어진 다공성 물질이다. 그 두께는 수십 ㎛ 수준이다. 발전소의 냉각재상실사고 시 크러드 층은 핵연료-냉각수 열전달에 영향을 미치게 되어 원전 안전성 측면에서 그 영향을 살펴보는 것이 중요하다. 일반적으로 크러드는 열저항으로 인하여 핵연료 온도를 높이는 부정적 효과가 있는 것으로 알려져 있었다. 그 이유는 크러드에 의하여 핵비등, 최소막비등온도, 단상증기 열전달, 임계열유속, 막비등 열전달 등 2상유동 열전달 특성을 고려하지 않았기 때문이다. 본 연구에서는 다공성 크러드 물질의 물성치를 모델링하고 이를 국내 원전안전해석 코드인 SPACE에 탑재하였다. 크러드는 다공성 고체 물질이고 표면이 거칠기 때문에 최소막비등온도와 단상증기 열전달이 증가할 것으로 예상된다. 이에 최소막비등온도와 단상증기 열전달이 최대 피복재 온도 및 급냉에 미치는 영향을 평가하였다. 시험 계산은 기존 FLECHT-SEASET 재관수 실험 장치에 기반으로 수행되었다. 계산결과 최소막비등온도가 상승하여 급냉시간이 줄어들었다. 단상증기 열전달의 경우 약 20% 증가할 때까지는 최대 피복재 온도가 하강하였다. 크러드 층이 원전 안정성 측면에서 긍정적인 효과가 있음을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제12권1호
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• pp.9-18
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• 1980

냉각재 상실사고에 따르는 rewetting현상을 연구하기 위하여 대기압에서 단일가열관을 사용한 재관수 실험을 수행하였다. Yamanouchi 이론을 바탕으로한 1차원 및 2차원 열전도 해석을 본 실험조건과 일치시키기 위해 수정하여 실험결과와 비교 검토하였다. 하부재관수 해석에서는 unrewetted 구역에서 증기의 열전달이 고려 되어야 한다는 것을 알았다. 실험을 통해 revetting속도는 시험관의 초기벽온도, 냉각재 유량, 냉각재 온도에 따라 달라진다는 것을 알았다. rewetting 온도와 열전달 계수를 평가하기 위한 보다 나은 방법의 개발이 필요하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.265-276
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• 1994

FLECHT-SEASET 실험에 대한 REIAP5/MOD3 평가시에 밝혀진 코드결함을 수정하기 위하여 RELAP5/MOD3 재관수 모델을 개선하였다. 모델개선은 재관수 열전달 모델의 수정과 분산유동영역의 액적 크기의 조절을 통하여 이루어졌으며 재관수 계산시 발생되는 압력 spike와 수위진동 등의 결함을 개선하기 위하여 벽면비등모델의 time-smoothing과 천이 유동시의 level tracking모델도 첨가되었다. FLECHT-SEASET 실험에 대한 개선모델의 검증과 발전소의 대형냉각재 상실 사고해석 응용에서 코드결함이 개선되었음을 알 수 있었다.

• 한국가시화정보학회지
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• 제18권3호
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• pp.23-34
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• 2020

Two-phase flow and heat transfer characteristics during the reflood phase of a single heated rod in the KHU reflood experimental facility were examined. Two-phase flow behavior during the reflooding experiment was carefully visualized along with transient temperature measurement at a point inside the heated rod. By numerically solving one-dimensional inverse heat conduction equation using the measured temperature data, time-resolved wall heat flux and temperature histories at the interface of the heated rod and coolant were obtained. Once water coolant was injected into the test section from the bottom to reflood the heated rod of >700℃, vast vapor bubbles and droplets were generated near the reflood front and dispersed flow film boiling consisted of continuous vapor flow and tiny liquid droplets appeared in the upper part. Following the dispersed flow film boiling, inverted annular/slug/churn flow film boiling regimes were sequentially observed and the wall temperature gradually decreased. When so-called minimum film boiling temperature reached, the stable vapor film between the heated rod and coolant was suddenly collapsed, resulting in the quenching transition from film boiling into nucleate boiling. The moving speed of the quench front measured in the present study showed a good agreement with prediction by a correlation in literature. The obtained results revealed that typical two-phase flow and heat transfer behaviors during the reflood phase of overheated fuel rods in light water nuclear reactors are well reproduced in the KHU facility. Thus, the verified reflood experimental facility can be used to explore the effects of other affecting parameters, such as CRUD, on the reflood heat transfer behaviors in practical nuclear reactors.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.326-336
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• 1990

최근 수행된 일련의 실험들을 통하여 핵연료 집합체 지지격자(Spacer Grid)의 존재가 냉각재상실사고시에 핵연료봉으로부터의 열제거에 긍정적인 효과를 미치고 있음이 밟혀졌다. 그 이유는 열원이 없는 지지격자가 연료봉보다 먼저 ？칭이 일어나며 물방울이 지지격자에 부딪쳐서 잘게 부수어져 증발이 쉽게 일어나게 되고 또한 난류효과를 증대시키는 요인이 되기 때문이다. 따라서 냉각재상실사고의 진행 과정에서 첨두피복관온도가 발생하는 재관수 구간의 수면 위쪽에서 유지되는 DFFB에서의 정확한 열전달을 계산하기 위해서는 이들의 고려가 필요하다. 본 논문에서는 DFFB에서 지지격자의 존재로 인해 물방울이 잘게 부수어져 증발이 쉽게 이루어지도록 하는 Droplet Breakup Model을 냉각재상실사고 최적해석 코드인 RELAP5/MOD2에 삽입하였다. 재관수 구간에서 지지격자의 영향을 체계적으로 조사한 FEBA실험에 대해서 검증계산을 수행하여 실험자료와 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제12권3호
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• pp.153-162
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• 1980

냉각재상실사고의 재관수 단계중 연료봉 피복재의 온도거동 및 열전달 기구를 파악하는 것은 비상노심냉각계통 및 원자로의 안전성해석에 중요하다. 냉각재유동채널의 방위가 rewetting과정에 미치는 영향을 연구하기 위하여 수직 및 수경 유동채널을 이용한 실험을 수행하였으며, 노심이 수평압력관으로 구성되어 있는 CANDU원자로에 관한 실험을 중점적으로 수행하여 그 결과를 수직채널의 결과와 비교 하였다. 또한 rewetting현상을 육안관찰가기 위해 환상형 테스트부 및 외부에서 가열되는 석영관을 사용하였다. 실험결과로써 수평채널에서의 rewetting 속도는 유동의 층상 현상에 크게 영향을 받으나 그 평균값은 수직채널리 경우와 큰차이없음을 알 수 있었다.