• 에너지공학
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• 제24권1호
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• pp.149-163
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• 2015

본 연구에서는 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD) 해석코드를 사용하여 마스트집합체의 열수력적 안전성에 대한 연구를 수행하였다. 이를 위해 자연대류 벤치마크 문제를 선정하여 CFD 코드의 물리모델을 선정 및 해석 능력을 검증하고 이를 이용하여 마스트집합체에 대한 자연대류 열전달 해석을 수행하였다. 본 연구에서는 Betts et al.의 사각 수직공동에서 난류 자연대류 실험결과를 대상으로 CFD 해석을 수행하여 자연대류 조건에 적용하기 위한 난류 모델로 표준 $k-{\omega}$ 모델을 선정하였다. 이렇게 도출된 난류모델을 CFD코드에 적용하여 Bates et al.에 의해 수행된 PNL(Pacific Northwest Laboratory)의 $2{\times}6$ 번들 실험과 이에 대한 Kwon et al.의 MATRA, Fluent 코드의 해석과 비교 계산을 수행하여 CFD코드의 부수로조건 자연대류 열전달 해석 능력을 검증하였다. 최종적으로 도출된 $k-{\omega}$ 난류 모델을 사용하여 마스트집합체 및 핵연료 집합체에 대한 자연대류 해석을 수행하였다. 해석 결과 수조 내부 및 부수로 내에서 안정적인 자연대류 유동이 발생함을 확인하였으며, 본 유동 조건에서 핵비등이탈비를 계산함으로써 열수력적 안전성을 정량적으로 평가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.803-810
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• 1995

핵연료 부품 설계개선 및 부품설계 최적화와 관련하여 Holddown Spring 설계해석 방법을 조사하고 기존 해석방법을 보완한 개선된 해석방법을 제시하였다. 이 개선된 스프링 해석방법을 이용하여 기존 17$\times$17 국산핵연료의 Holddown Spring 및 직선형 Holddown Spring 특성해석을 시도하여 시험결과와 비교하였다. 이들 해석결과 개선된 해석방법에 의한 스프링 특성의 예측은 시험값에 잘 일치함을 보인다. 또한 최대응력에 기초한 스프링 판 두께 최적화로써 직선형 스프링의 두께에 대한 최적화를 실시하여 그 특성을 검토하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.350-355
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• 1997

PWR 사용후핵연료 집합체를 운반하기 위한 대형용기는 다층구조로 구성되며, 충과 층사이의 접합부에서의 열전달이 발생한다. 이러한 열전달은 고체간의 열전달과 접합부에서의 공극안 기체를 통한 열전달로 구분되며, 후자에 의한 영향을 크게 받는다. 따라서, 2개의 chamber로 구성된 고온열시험장치에 대형용기의 section모델을 넣고 각각의 chamber에 다른 열용량을 유입한 시험을 수행하고 동일조건하의 열해석을 수행하여 열저항계수를 산출하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2010년도 학술논문요약집
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• pp.293-294
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• 2010

• 한국재료학회:학술대회논문집
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• 한국재료학회 2007년도 추계학술발표대회 및
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• pp.105.1-105.1
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• 2007

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2010년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.268-269
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• 2010

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.177-182
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• 1997

하나로(HANARO)에서 Mo-99을 생산하기 위한 LEU(Low Enriched Uranium) 표적 설계를 하였다. 표적길이 및 조사위치에 따른 Mo-99의 생성수율(Ci $^{99}$Mo/gU) 변화를 분석하였으며, 표적 설계를 위하여 표적 두께, 반경크기, 밀도, 연료물질등을 채택하여 이들에 대한 민감도 분석을 수행하였으며, 수행결과 생성수율에 가장 영향을 미치는 설계변수는 표적 두께와 밀도로 나타났다. 표적 연료로 어떤 물질을 선택하던 거의 같은 생성수율을 나타내므로 핵적으로는 같은 성능을 나타냄을 확인하였다. 또한 열수력학 조건과 연간생산량을 만족하는 표적 핵연료 집합체 설계가 가능함을 확인하였다.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2011년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.1213-1214
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• 2011

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2011년도 춘계학술논문요약집
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• pp.171-172
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• 2011

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.743-752
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• 1995

본 논문은 배관파단에 대한 원자로 내부구조물의 해석시 사용되는 원자로 내부구조물과 노심의 커플(couple)된 모델에서 핵연료집합체의 grouping수에 따른 동적 응답의 영향을 조사한 것이다. 177개의 핵연료집합체를 1, 3, 5 그리고 7개의 그룹으로 나누어 모델링 하였고 그 각각에 대한 응답을 구하였다. 해석결과 원자로 내부구조물과 핵연료집합체의 배관파단에 대한 응답은 핵연료집합체의 grouping수에 거의 영향을 받지 않음을 알 수 있었다. 또한 핵연료집합체의 해석시 사용되는 상세모델에서 2개 이상의 이웃하는 핵 연료다발을 하나의 등가모델로 나타내는 방법을 연구한 결과 집합체의 1차모드 주파수와 일치하는 등가스프링을 사용하고 각 핵연료다발사이의 간격을 그대로 유지했을 때의 모델이 원래의 응답과 가장 잘 일치함을 보였다.