• 원자력산업
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• 제24권9호통권259호
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• pp.39-46
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• 2004

• 기계저널
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• 제46권3호
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• pp.48-54
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• 2006

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회B
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• pp.3395-3400
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• 2007

Heat transfer experiments at a vertical annulus passage were carried out in the SPHINX(Supercritical Pressure Heat Transfer Investigation for NeXt Generation) to investigate the heat transfer behaviors of supercritical $CO_2$. The collected test data are to be used for the reactor core design of the SCWR (SuperCritical Water-cooled Reactor). The mass flux was in the range of 400${\sim}$1200 kg/$m^2$s and the heat flux was chosen up to 150 kW/$m^2$. The selected pressures were 7.75 and 8.12 MPa. The heat transfer data were analyzed and compared with the previous tube test data. The test results showed that the heat transfer characteristics were similar to those of the tube in case of a normal heat transfer mode and degree of heat transfer deterioration became smaller than that in the tube. Comparison of the experimental heat transfer coefficients with the predicted ones by the existing correlations showed that there was not a distinct difference between the correlations.

• 대한기계학회논문집B
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• 제35권1호
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• pp.23-31
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• 2011

원자로의 안전을 확보하고 운전성능을 정확히 예측하기 위해서는 핵연료에서 초임계압 냉각재로 전달되는 열전달량을 예측하는 것이 매우 중요하다. 초임계압 유체에서 열전달은 유사임계온도 부근에서 급격하게 변화하는 물성의 영향을 크게 받아 열전달량이 증가하기도 하고, 특정한 질량유속과 열유속 조건에서는 열전달량이 감소하는 현상을 보이기도 한다. 본 연구에서는 초임계압수냉각로(SCWR)의 핵연료집합체 부수로의 수력 직경과 유사한 내경 4.57 mm 원형관 안에서 상 하향 방향으로 흐르는 $CO_2$로 전달되는 열전달량(실제로는 원형관 외벽온도)을 다양한 조건에서 측정하고 분석하였다. 총 7,250개의 실험결과를 기존의 초임계압 강제대류 상관식들로 예측한 결과와 비교하여 그 상관식들의 정확성을 검토하였으며, 부력매개변수 $\overline{Gr}_b/(Re^{2.7}_b\overline{Pr}^{0.5}_b})$를 도입하여 혼합대류 영역에서도 적용할 수 있도록 기존의 상관식을 확장하였다. 그리고 기존의 열전달열화 발생 조건을 본 실험의 열전달열화 조건과 비교하여 적용성을 평가하였다.