• Journal of the Korean Institute of Telematics and Electronics
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• v.14 no.1
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• pp.29-33
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• 1977

Impedance of a post mount structure supporting a microwave diode in the X-band rectangular waveguide is calculated by using the induced EMF method. Probe measurement of the driving point impedance of the post mounu shows a close agreement with the theoretical calulation when the gap of the post mount is near the bottom wall of the waveguide.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.514-519
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• 1998

범용 전산유체해석(computational fluid dynamics) 코드인 CFX를 이용하여 지지격자 형상에 따른 봉다발 부수로에서의 난류유동 수치해석을 수행하였다 ABB와 SIMENS가 각각 개발한 split vane이 부착된 지지격자와 원자력연구소가 개발중인 회전유동 발생장치가 부착된 지지격자를 포함하는 부수로 난류유동을 분석하였다. 각각의 지지격자 형상에 대해 부수로에서의 축방향 속도, 횡방향 속도, 난류 운동에너지, 와류크기와 압력강하 둥을 비교-분석하였다. 세가지 경우 모두 유사한 경향을 나타냈으나 SIMENS split vane의 유동 전향날개가 크기때문에 와류와 압력강하가 다소 크게 예측되었다. 난류 운동에너지와 와류크기는 지지격자 근처에서 현저히 증가한 후 급격히 감소하는 측정결과를 CFX예측결과에서도 확인할 수 있었다. CFX 예측결과는 지지격자 근처에서 실험 결과와 다소 큰 차이를 보였으나 비교적 부수로 유동특성을 잘 나타낸다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.41 no.1
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• pp.53-62
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• 2017

The forced convection heat transfer performance of a twist-vane spacer grid for a dual-cooled annular fuel assembly was examined experimentally. The twist-vane spacer grid was uniquely designed to enhance mixing inside subchannels and mixing between adjacent subchannels. For testing, a $4{\times}4$ square-arrayed rod bundle with narrow gaps between rods was prepared as the dual-cooled annular fuel assembly to be simulated. The pitch-to-rod diameter ratio of simulated dual-cooled annular fuel assembly was 1.08. The experiments were performed under the following conditions: axial bulk velocity, 1.5 m/s and heat flux, $26kW/m^2$. With regard to the circumferential temperature distribution, the lowest rod-wall temperatures upstream and downstream were measured at the subchannel center and the position toward the tip of twist-vane, respectively. With regard to the axial temperature distribution, behind the twist-vane spacer grid, the rod-wall temperature decreased drastically, and the Nusselt number was enhanced by up to 56 %. The present measured data indicate that the twist-vane spacer grid can effectively improve the forced convection heat transfer in the dual-cooled annular fuel assembly with narrow gaps.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.489-495
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• 1998

최근 울진 1,2호기의 급정지 제어봉 E.C.T(Eddy Current Test) 결과 Fretting Wear가 심한 것이 관찰되었다. 이는 유동유발 진동에 의해 제어봉과 그 지지물 간의 접촉으로 인한 손상이 주요인으로 추정되고 있다. 제어봉 손상은 제어봉 교체로 인한 비용뿐만 아니라 마모금속의 방사화로 인한 냉각재의 오염을 수반한다. 따라서 본 연구는 원자로의 유동유발진동을 선별하여 파손 위치 및 형태, 유동조건, 제어봉과 안내관의 기하학적 구조 등을 분석한 결과 지배적인 손상원인을 Turbulence Excitation과 Fluidelastic Instability로 선정하였다. 특히 안내관내의 6번째 card 위치에서 발생하는 높은 마모현상이 난류도 증가에 의한 손상임을 제시하였다

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.306-311
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• 1996

CANFLEX 연료봉 다발을 구성하는 우라늄 펠릿이 장전된 핵연료봉의 공기중 진동특성을 진동 실험과 유한요소 해석을 통하여 구하였다. 유한요소 해석 시에는 우라늄 펠릿의 강성은 무시하고 질량은 지르칼로이 튜브에 부가하며, 연료봉 양단의 용접부위를 단순 지지보로 처리하는 모델을 제시하였다. 이 모델로부터 얻은 해석결과를 진동실험에서 구한 측정값과 비교하였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.1
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• pp.49-54
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• 2010

Fretting wear behavior under elastic deformable contacts was experimentally examined by using a simulated dual cooled fuel rod and its supporting structure. As this fuel rod has larger outer diameter than the typical solid rod to accommodate sufficient internal flow, new supporting structure geometries should be designed and their reliabilities (i.e. vibration characteristics, fretting wear resistance, etc.) are also examined with both analytical and experimental methods. In this study, the supporting structure characteristics and fretting wear behaviors are analyzed and examined by using one of the supporting structure candidates which has an embossing shape. The supporting structure characteristics were examined by using a specially designed test rig and their results were compared with that of analytical method. Based on the test results, the relationship between the supporting structure characteristics and their fretting wear behaviors was discussed in detail.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.6
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• pp.932-937
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• 1995

1990년 12월 카나다의 Darlington 2호기에서 발생한 핵연료 다발의 양쪽 지지판에 있는 지지 금속판의 파손은 펌프 날개 통과 압력 충격파가 Acoustic 성격으로 중폭되어 연료봉지지판의 파손을 일으킨 것으로 추정되었고 이에 따른 주열수송계통에 대한 ABAQUS를 이용한 Acoustic 해석과 수많은 실험을 거쳐 Acoustic 압력 충격파가 핵연료 다발의 연료봉 지지판 파손 원인임이 입증되었다. 이러한 Acoustic 해석과 실험의 결과로써 Darlington 발전소의 열수송 펌프를 5 날개 펌프에서 7 날개 펌프로 교체시키게 되었으며 그 결과 핵연료 스트링의 축방향 진동을 감소시켜 연료봉 지지판의 파손을 방지하게 되었다. 이러한 사례로 인하여 최근 CANDU형 원자로 열수송 계통의 Acoustic 해석에 대한 연구가 AECL의 Chalk River Laboratory와 COG(CANDU Owners Group)에서 활발하게 진행되고 있다. 이 기고문에서는 매우 새로운 분야로써 현재 이루어지고 있는 CANDU형 원자로 열수송 계통의 Acoustic 해석을 위한 해석 이론과 해석 방법을 간단히 요약 정리하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.22 no.4
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• pp.326-336
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• 1990

Recent experiments show the existence of spacer grid improves the heat removal from the fuel rods during the reflood phase of LOCA. The local heat transfer within and downstream of the grid is increased due to the earlier quenching than rod surface, shattering of the entrained droplets into smaller ones which can be more easily evaporated and enhanced turbulent effect. Therefore, the consideration of these phenomena is necessary for the DFFB regime which prevails above the water level during the reflood. In this paper, droplet breakup model at spacer grid has been developed and incorporated into RELAP5/MOD2. Verification calculations are carried out for FEBA tests which examine the thermalhydraulic performance of grid spacer during reflood.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.3
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• pp.263-273
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• 1992

The study on the velocity distribution and the pressure drop characteristic of the nuclear fuel assembly is of importance for the thermal hydraulic design and safety analysis. The purpose of this experimental study is to investigate the hydraulic mixing behind the different kinds of spacer grids in the now or rod bundles. In this study, the detailed hydraulic characteristics in subchannels of 5$\times$5 PWR(Pressurized Water Reactor) rod bundles were measured using one-component He-Ne LDV(Laser Doppler Velocimeter). Measurements of the axial velocity, turbulent intensities and pressure drops were peformed Lateral velocity, turbulent intensities and Reynolds shear stress were also measured by adjust-ing LDV alignment. Friction factors in rod bundles and loss coefficients for spacer grids were evaluated from the measured pressure drops. Hydraulic mixing performance for different kinds of spacer grids could be investigated by estimating the turbulent cross-flow mixing rates between neighboring subchannels.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2007.10a
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• pp.425-426
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• 2007

본 논문에서는 4 m 길이의 핵연료 집합체를 지지하는 스페이서 그리드 외관의 이상 상태를 자동으로 검출하기 위한 영상처리 알고리즘에 대해 기술한다. 원자로 가동 중에는 중성자 조사와 고온 고압 냉각수의 열 유동에 의한 물리적 작용으로 정방 격자구조로 되어 있는 연료봉이 늘어나거나 휘어져 연료봉 틈새 간격이 좁아지고 냉각수의 원활한 유동이 방해를 받게 됨에 따라 연료봉을 지지하는 스페이서 그리드의 변형이 초래될 수 있다. 스페이서 그리드 간격의 변화를 자동으로 추출하는 영상처리 알고리즘을 개발하여 스페이서 그리드의 이상 상태를 자동으로 인식할 수 있게 하였다. 실험 영상으로는 스웨덴 Ahlberg 사의 4면 검사장치에 의해 수행된 경수로형 핵연료 집합체의 검사 동영상을 이용하였다.