• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권6호
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• pp.596-609
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• 2002

Korea Electric Power Research Institute has developed the in-house safety analysis methodologies for non-LOCA(Loss Of Coolant Accident) events based on codes and methodologies of vendors and Electric Power Research Institute . According to the new methodologies, analyses of system responses and calculation of DNBR(Departure from Nucleate Boiling Ratio) during the transient have been carried out with RETRAN code and a sub-channel analysis code, respectively. However, it takes too much time to calculate DNBR for each case using the two codes to search for the limiting case from sensitivity study. To simplify the search for the limiting case, accordingly, RETRAN code has been modified to roughly calculate DNBR using hot channel modeling. The W-3 correlation is already included in RETRAN as one of the auxiliary DNBR models. However, WRB-1 and WRB-2 correlations required to analyze some Westinghouse type fuels are not considered in RETRAN DNBR models. In this paper, the RETRAN DNBR models using the correlations have been developed and the partial and complete loss of forced reactor coolant flow events have been analyzed for Yonggwang units 1 and 2 with the new methodologies to validate the models. The results of the analyses have been compared with those mentioned in the chapter 15 of the Final Safety Analysis Report.

• 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.