• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권3호
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• pp.213-224
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• 2008

The pumping of coolant in a liquid metal fast reactor may be performed with an annular linear induction electro-magnetic (EM) pump. Linear induction pumps use a traveling magnetic field wave created by poly-phase currents, and the induced currents and their associated magnetic field generate a Lorentz force, whose effect can be the pumping of the liquid metal. The flow behaviors in the pump are very complex, including a time-varying Lorentz force and pressure pulsation, because an induction EM pump has time-varying magnetic fields and the induced convective currents that originate from the flow of the liquid metal. These phenomena lead to an instability problem in the pump arising from the changes of the generated Lorentz forces along the pump's geometry. Therefore, a magneto-hydro-dynamics (MHD) analysis is required for the design and operation of a linear induction EM pump. We have developed a time-harmonic 2-dimensional axisymmetry MHD analysis method based on the Maxwell equations. This paper describes the analysis and numerical method for obtaining solutions for some MHD parameters in an induction EM pump. Experimental test results obtained from an induction EM pump of CLIP-150 at the STC "Sintez," D.V. Efremov Institute of Electro-physical Apparatus in St. Petersburg were used to validate the method. In addition, we investigated some characteristics of a linear induction EM pump, such as the effect of the convective current and the double supply frequency (DSF) pressure pulsation. This simple model overestimated the convective eddy current generated from the sodium flow in the pump channel; however, it had a similar tendency for the measured data of the pump performance through a comparison with the experimental data. Considering its simplicity, it could be a base model for designing an EM pump and for evaluating the MHD flow in an EM pump.

• 대한기계학회논문집A
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• 제39권1호
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• pp.27-35
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• 2015

본 연구에서는 피로 하중 및 크리프 하중을 받는 Mod.9Cr-1Mo (ASME Grade 91)강 시편에 대한 일련의 실험결과로부터 재료물성치인 고온 균열진전 모델을 개발하였다. 이 균열진전 모델은 크리프-피로하중을 받는 균열체의 결함평가에 사용되는 물성치이다. 한국원자력연구원이 수행한 일련의 피로 균열진전(FCG) 속도 실험 및 크리프 균열진전(CCG) 속도 실험 결과로부터 균열진전 모델을 결정하고, 이를 프랑스의 고온 설계 기술기준인 RCC-MRx 와 비교함으로써 설계 물성치의 보수성에 대해 검토하였다. RCC-MRx 는 FCG 모델 및 CCG 모델을 Section III Tome 6 에서 제공하고 있는데, 실험으로부터 결정한 균열진전 모델과 비교한 결과 RCC-MRx 의 FCG 모델은 보수적인 것으로 나타난 반면 CCG 모델은 비보수적인 것으로 나타나 동 물성치에 대한 검증이 필요한 것으로 나타났다. 또한 본 연구에서는 기계적 강도 및 크리프 시험결과에 대해서도 RCC-MRx 의 물성치와 비교 및 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.119-125
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• 1994

핵연료봉의 과도상태 출력준위는 핵연료봉의 과도상태 거동에서 가장 중요한 변수중의 하나이다. 핵연료 성능 데이타베이스의 분석과 핵연료의 과도상태 거동에 영향을 줄 수 있는 핵연료봉 출력이력, 속중성자속, 농축도 및 주기길이 등의 인자들의 민감도 분석을 통해서, ANS 과도조건 I 및 II에서 핵연료봉의 기계적 건전성이 유지되는 허용가능 과도상태 출력을 구하기 위해 일반적으로 적용이 가능한 방법론이 유도되었으며, 이를 통해 17$\times$17 KOFA 핵연료봉의 허용가능 과도상태 출력이 연소도의 함수로써 결정되었다. 이 방법론을 도입함으로써, 현재와 같이 매 주기마다 핵연료봉 과도상태 설계분석을 수행할 필요가 없이 단지 해당주기에서의 과도상태 최대 출력준위 평가로써 핵연료봉의 과도상태 설계를 대체할 수 있으며, 17$\times$17 KOFA 핵연료에 대하 낮은 연소도영역에서 기존의 최대 허용 과도상태 출력 준위인 591 w/cm보다 큰 최대 689.5 w/cm까지 허용함으로써 원자로 운전에 유연성을 줄 수 있다.