• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3775-3786
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• 2023

Mixing Vane Grid (MVG) is one of the most important structures in fuel assembly due to its high performance in mixing the coolant and ultimately increasing Critical Heat Flux (CHF), which avoids the temperature rising suddenly of fuel rods. To evaluate the mixing performance of the MVG, a Total Diffusion Coefficient (TDC) mixing coefficient is defined in the subchannel analysis code. Conventionally, the TDC of the spacer grid is obtained from the combination of experiments and subchannel analysis. However, the processing of obtaining and determine a reasonable TDC is much challenging, it is affected by boundary conditions and MVG geometries. In is difficult to perform all the large and costing rod bundle tests. In this paper, the CFD method was applied in TDC analysis. A typical 5 × 5 MVG was simulated and validated to estimate the mixing performance of the MVG. The subchannel code was used to calculate the TDC. Firstly, the CFD method was validated from the aspect of pressure drop and lateral temperature distribution in the subchannels. Then the effect of boundary conditions including the inlet temperature, inlet velocities, heat flux ratio between hot and cold rods and the arrangement of hot and cold rods on MVG mixing and TDC were studied. The geometric effects on mixing are also carried out in this paper. The effect of vane pattern on mixing was investigated to determine which one is the best to represent the grid's mixing performance.

• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제3권3호
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• pp.225-232
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• 2015

제어봉구동장치는 원자로의 반응도를 제어하기 위한 전기기기이다. 기존 제어봉구동장치는 원자로 외장형으로 원자로덮개의 노즐에 설치되었다. 그러나 최근에는 제어봉인출 사고를 근본적으로 배제하기 위한 내장형 제어봉구동장치의 필요성이 대두되어 왔다. 본 논문에서는 기존의 자석잭 방식 외장형 제어봉구동장치를 응용하여 원자로 내장형 제어봉구동장치를 개발하는 개념설계를 소개한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.276-284
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• 1993

ABB-CE사의 System-80 설계 특성 중 원자로 출력 급감발 제어계통(RPCS : Reactor Power Cutback System)은 2개의 주급수 펌프 중 1대가 정지하거나 전출력 부하 상실사고인 경우에도 원자로 정지없이 운전하게 함으로써 원전의 경제성 향상에 도움을 주고 있다. 이러한 RPCS의 적용 범위를 확대하여 단일제어봉 낙하를 포함한 제어봉 인입편차(inward deviation)가 발생하는 경우에도 RPCS를 작동시키면 원자로를 정지시키지 않고 운전을 계속할 수 있는지를 분석하였다. 즉 제어봉 인입편차가 발생시 제어봉을 순간적으로 낙하시켜 1차계통의 출력을 낮추면서 원자로를 정지시키지 않고도 과도현상을 수습할 수 있는지 분석하였다. 이렇게 확대된 RPCS는 미국 EPRI의 개량형 경수로 요건사항을 만족하는 것이며 제어봉 인입편차의 과도상태를 수용할 수 있도록 하는 ABB-CE사의 System-80+ 설계 항목에도 포함되어 있다. 본 연구에서는 System-8O+에 대하여 RPCS의 작동에 의한 제어봉의 삽입과 그에 따른 핵증기 공급계통의 변화를 모사할 수 있는 노심해석 모델을 개발하였다. 연구 결과 단일 제어봉 낙하를 포함한 제어봉 인입편차가 발생되어도 원자로 출력 급감발 제어를 확대 적용하는 경우 원자로 정지를 방지할 수 있게 되어 원전의 이용율을 향상시킬 수 있을 것으로 검토되었다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제17권6호
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• pp.255-261
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• 2016

탄산칼슘은 뛰어난 물리 화학적 특성, 다양한 결정성, 많은 매장량 등으로 인한 경제성 등 때문에 고무, 플라스틱, 종이, 식품 첨가제 및 중화제 등 여러 분야에 걸쳐 응용되고 있다. 특히, 탄산칼슘의 백색도 및 물리적 특성은 입자의 크기 및 형상에 의존하기 때문에 구조 및 형태를 조절하는 연구가 최근 주목 받고 있다. 본 논문은, 수열합성법 및 자기조립법을 이용하여 염화칼슘과 탄산칼슘을 이용해 다양한 형상과 결정구조를 갖는 탄산칼슘을 합성하였다. 탄산칼슘의 구조 및 형태는 pH 및 전구체의 농도를 조절함으로써 제어할 수 있으며, 특히 pH 조절은 탄산칼슘의 형상 조절 및 결정성 변화에 중요한 요인으로 나타났다. 다양한 조건을 통한 실험 결과, 칼사이트 결정형을 가지며 큐빅 형상을 지닌 탄산칼슘은 pH 7에서 나타났고, 아라고나이트와 칼사이트상을 동시에 가지며 로드형상을 갖는 탄산칼슘 입자는 pH 7 이상에서 나타났다. 연구 결과 입자의 생성과정 분석을 통해 탄산칼슘 입자의 형성 과정을 확인할 수 있었다. 탄산칼슘의 물리 화학적 특성은 SEM, XRD, EDS, FTIR 및 TG/DTA를 통해 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제29권4호
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• pp.299-309
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• 1997

The neutronic feasibility of typical Korean three-loop 900MWe class PWR core loaded with mixed oxide fuels for both annual and 18-month cycle strategies has been investigated as a means for spent fuel management. For this study, a method of determining equivalent plutonium content was developed under the equivalence concept which gives the same cycle length as uranium fuel. Optimal plutonium zoning within the MOX assembly was also designed with the aim of minimizing the peak md power. Conceptual core designs hate hen developed for equilibrium cycle with the following variations: annual and 18-month cycle, 1/3 and full MOX loading schemes, and typical and high moderation lattice. The analysis of key core physics parameters shows that in all cases considered satisfactory core designs seem to be feasible, though addition of control rod system and change in Technical Specification for soluble boron concentration are required for full MOX loading in order to meet the current design requirements.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.59-64
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• 1996

Feasibility of soluble boron free operation for the medium-sized commercial reactors was investigated. Westinghouse advanced reactor, AP-600 was chosen as a design prototype. Design modification was applied for the assembly design with gadolinia burnable poison-high Gd enrichment and axial poison zoning. CASMO and NECTA-C code system checked axial offset and peaking factors as fuels burned up. A core with complex axial burnable poison zoning satisfied design goals - small excess reactivity for 18 month cycle. Therefore, critical bank positioning for three control rod banks was sought with ease. A.O. value and Fq value were kept within the safety limit.

• Advances in Energy Research
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• 제5권2호
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• pp.91-105
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• 2017

Thermal hydraulic (TH) analysis of nuclear power reactors is utmost important. In this way, the numerical codes that preparing TH data in reactor core are essential. In this paper, a subchannel analysis of a Russian pressurized water reactor (WWER1000) core with enhanced numerical code is carried out. For this, in fluid domain, the mass, axial and lateral momentum and energy conservation equations for desired control volume are solved, numerically. In the solid domain, the cylindrical heat transfer equation for calculation of radial temperature profile in fuel, gap and clad with finite difference and finite element solvers are considered. The dependence of material properties to fuel burnup with Calza-Bini fuel-gap model is implemented. This model is coupled with Isotope Generation and Depletion Code (ORIGEN2.1). The possibility of central hole consideration in fuel pellet is another advantage of this work. In addition, subchannel to subchannel and subchannel to rod connection data in hexagonal fuel assembly geometry could be prepared, automatically. For a demonstration of code capability, the steady state TH analysis of a the WWER1000 core is compromised with Thermal-hydraulic analysis code (COBRA-EN). By thermal hydraulic parameters averaging Fuel Assembly-to-Fuel Assembly method, the one sixth (symmetry) of the Boushehr Nuclear Power Plant (BNPP) core with regular subchannels are modeled. Comparison between the results of the work and COBRA-EN demonstrates some advantages of the presented code. Using the code the thermal modeling of the fuel rods with considering the fission gas generation would be possible. In addition, this code is compatible with neutronic codes for coupling. This method is faster and more accurate for symmetrical simulation of the core with acceptable results.

• 에너지공학
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• 제5권2호
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• pp.146-152
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• 1996

열출력 108MW$_{th}$ 급의 소형 원자로심을 설계하였다. 설계 제한 조건으로 2년의 재장전 주기, 무붕산 운전, 저출력 밀도를 채택하였고, 핵연료의 설계는 울진 3 & 4호기의 핵연료집합체 사양을 그대로 채택하였다. 노심 출력준위 제어는 제어봉만으로 가능하도록 하였으며, CASMO-3와 KINS-3를 통해 설계된 초기노심이 주기길이, 첨두계수, 감속재 온도계수, 출력계수 등의 설계 한계치를 만족하는지 확인하였다. 설계 결과, 한국형 표준원전 핵연료집합체를 장전하는 유조선급의 선박용 소형원자로를 무붕산 운전 조건으로 설계 가능함을 알 수 있었다. 단 가연성 독봉을 축방향으로 농축도를 달리하여 장전할 필요가 있으며, 독봉과 제어봉을 설계 한계까지 사용하여야 함을 알았다. 충분한 정지 반응도를 얻기위해 3개의 제어봉군 이외에 추가적인 정지제어봉군이 노심 외곽에 배치되는 안이 제기되었다.

• 전산구조공학
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• 제5권3호
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• pp.105-112
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• 1992

원자로 내부구조물의 설계시 필요한 동적응답해석을 위하여 각 구조물의 정확한 진동특성을 파악할 필요가 있다. 한국 표준형 원자력발전소를 위하여 설계된 제어봉집합체 보호구조물은 기존의 설계로 부터 많은 설계변경이 있었고, 또 이 구조물은 튜우브와 얇은 판이 사각격자 형태로 이루어져 있고 연결봉에 의해 고정되는 등 매우 복잡한 형태로 구성되어 있어서 해석과 시험에 의한 진동측정 프로그램을 수행할 필요성이 대두되었다. 따라서 본 논문에서는 진동측정 프로그램의 첫 단계로서 범용구조해석코드인 ANSYS를 이용하여 시험전 해석을 수행하였다. 또 자유도의 수와 얇은 판에 있는 구멍 및 연결봉의 pre-load가 구조물의 자유진동수에 미치는 영향을 검토하였다. 이로부터 결정된 유한요소모델에 대하여 모우드해석을 수행하여 구조물의 고유진동수와 모우드형상을 구하였고, 조화운동해석(Harmonic Analysis)을 행하여 주요모우드에 대한 응답을 측정함으로써 추후에 수행될 진동측정 시험조건 즉 응답측정부위, 측정위치의 수, 측정진동수의 범위 및 가진력의 크기 등을 결정하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권3호
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• pp.122-137
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• 1982

고리 1호기 일부 반응도사고에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 본 민감도 분석에 고려한 반응도 사고는 비교적 진행속도가 빠른 사고로서 미임계나 저출력 시동조건에서 발생한 제어뱅크 인출사고와 제어봉 일출사고가 이에 속한다. 본 분석작업은 다음과 같이 세단계로 수행하는 바 원자로 평균출력의 변동 계산과 최고점에서의 열전달계산 그리고 DNBR계산 단계로 나눌 수 있다. 계산에 사용된 전산코드들은 본 분석을 위하여 개발하거나 기존 전산코드들을 수정ㆍ보완하여 제작하였으며 신뢰도도 평가하였다. 원자로 설계 및 운전변수들이 사고발생시 원자로의 거동에 미치는 영향을 조사하기 위하여 민감도 분석을 수행하였다. 본 민감도 분석 결과에 근거하여 고리 1호기 반응도사고 분석에 사용된 최종안전분석보고서의 가정과 초기조건이 타당한가를 조사하였고, 또한 계산 결과도 보수적이고 신뢰할 수 있는지 판별하였다. 고리 1호기 반응도사고 분석에 사용된 가정 및 초기조건을 재검토하고 민감도를 분석한 결과 최종안전분석보고서의 해석결과는 보수적이고 신뢰 할 수 있는 것으로 평가되었다.