A two-phase natural circulation test using SMART integral test loop (SMART-ITL) was conducted to explore thermo-hydraulic phenomena of two-phase natural circulation in the SMART reactor. Specifically, the test examined the natural circulation in the primary loop under a stepwise coolant inventory loss while keeping the core power constant at 5% of the scaled full power. Based on the test results, three flow regimes were observed: single-phase natural circulation (SPNC), two-phase natural circulation (TPNC), and boiler-condenser natural circulation (BCNC). The flow rate remained steady in the SPNC, slightly increased in the TPNC, and dropped abruptly and maintained in the BCNC. Using a natural circulation flow map, the natural circulation characteristic in the SMART-ITL was compared with those in pressurized water reactor simulators. In the SMART-ITL, a BCNC regime appeared instead of siphon condensation and reflux condensation regimes because of the use of once-through steam generators.
The liquid Lead-bismuth eutectic is used as the coolant for Gen-IV reactor concepts. However, due to its strong corrosive and high operating temperature, it is difficult to accurately measure the flow rate in long-term operating conditions. Venturi flowmeter is a simple structured flowmeter, which plays a very important role in the flow measurement of high-temperature liquid metals, especially since the existing flowmeters are difficult to be competent. It has the advantages of easy maintenance and stable operation. Therefore, it is necessary to study the operating conditions of the venturi flowmeter under high-temperature conditions. This work performs a series of simulations of the fluid-solid interaction between the flow liquid metal and venturi flowmeter with COMSOL software, including the dimensional sensitivity analysis of the venturi flowmeter to explore the most suitable structure and parameters for liquid heavy metal, the sensitivity analysis of the geometric parameters of the venturi tube on the varying conditions. It shows that when the contraction angle of the venturi flowmeter is 33°, the diffusion angle is 13°, the diameter of the throat is 8 mm, and the temperature of the lead-bismuth eutectic is 733.15 K, it is most suitable for the measurement in the lead-bismuth circuit.
글로우 방전(Glow Discharge, GD)과 유도결합플라스마(Inductively Coupled Plasma, ICP)-원자 방출분광법(Atomic Emission Spectrometer, AES)에서 사용되는 새로운 장치를 개발하였다. ICP-AES에서 GDAES로 전환하는 데 불과 15분 정도 소요되기 때문에, 고체 시료 및 액체시료에 포함된 극미량 원소분석을 신속하게 수행할 수 있다. 실험변수 중에서 냉각기체 유속, 시료운반기체 유속, 절단기체 유속, 보조기체 유속, 측정깊이, 이온 통과관 크기, 그리고 rf 전원의 세기 변화에 따른 원자 방출 복사선 변화에 미치는 영향을 조사 연구하였다. Cd(I) 228.8 nm, Mn(II) 257.61 nm, and Fe(II) 259.95 nm에서 측정한 검출한계는 각각 3.86, 1.49, 5.79 ppb로 측정되었으며, 직선성은 1.000으로서 우수하였다.
공랭식 응축기(ACC, Air Cooled Condenser)는 공기를 냉매로 이용하여 저압 스팀을 응축하는 설비로써 사막이나 내륙 등 물이 부족한 지역에서 주로 사용된다. 공랭식 응축기의 성능은 풍속이나 대기온도와 같은 외기 조건에 의해 크게 영향을 받으므로 성능 저하 개선을 위해 여러 장치들이 설치된다. 본 연구에서는 풍속에 의한 ACC 성능 변화를 확인하고 윈드 스크린에 의한 성능 개선 효과를 분석하기 위해 CFD 해석을 수행하였다. CFD 는 질량 보존, 운동량 보존 등 미분방정식을 차분방정식으로 변환하여 검사 체적에 대해 속도, 온도 등을 계산하는 기법이다. 풍속이 3m/s 에서 7m/s 로 상승할 때, ACC 에 설치된 팬 공급 유량은 약 15.76% 감소하며 ACC 유입 공기 온도는 $5.55^{\circ}C$ 증가한다. 윈드 스크린을 적절히 설치한 경우, 풍속이 7m/s 이고 윈드 스크린이 설치되지 않은 경우에 비해 팬 공급 유량이 약 5.18% 증가하며 ACC 유입 공기 온도 상승은 $2.08^{\circ}C$ 감소하는 효과가 있다.
The stream generator tubes represent an integral part of a major barrier against the fission product release to the environment. So, the rupture of these tubes could permit flow of reactor coolant into the secondary system and injure the safety of reactor coolant system. Therefore, if the crack was detected during In-Service Inspection of tubes the cracked tube should be evaluated by the pulgging criteria and plugged or not. In this study, the fracture mechanics evaluation is carried out on the thru-wall axial crack due to Primary Water Stress Corrosion Cracking in the roll transition aone of steam generator tube to help the assurence the integrity of tubes and estabilish the plugging criteria. Due to the Inconel which is used as tube material is more ductile than others, the plastic instability repture theory was used to calculate the critical and allowable crack length. Based on Leak Before Break concept the leak rate for the critical crack length and the allowable leak rate are compared and the safety of tubes was given.
고성능 고체 입자 연소를 위해 제안된, 로켓 엔진 기술이 접목된 연소실이 기존 연구를 통해 제시되었고, 본 연구에서는 연소실 벽면의 냉각해석을 수행하였다. 실제 연소실 제작에 앞서 연소율과 함께 냉각성능을 평가하기 위한 수치해석을 수행하였다. 연소실 벽면을 냉각하는 방식중 수냉각 방법을 적용하였고, 연소해석을 수행하여 선정한 냉각유량의 적정성을 검증하였다. 그리고 수냉각과 병행하여 공기 막냉각 방법을 이용한 복합냉각 방식을 적용한 수치해석 연구를 수행하였다. 해석 결과, 공기 막냉각만을 적용한 방식보다 막냉각과 수냉각을 복합적으로 적용한 냉각 방식이 더 우수한 냉각성능을 보였으며, 적용 가능한 범위의 냉각 유량을 산출하였다.
Ham, Jaehyun;Cho, Jaehyun;Kim, Jaewhan;Kang, Hyun Gook
Nuclear Engineering and Technology
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제51권2호
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pp.402-409
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2019
When a loss of coolant accident (LOCA) occurs in a nuclear power plant, accident scenarios which can prevent core damage are defined based on break size. Current probabilistic safety assessment evaluates that core damage can be prevented under small-break LOCA (SBLOCA) and steam generator tube rupture (SGTR) with rapid cool down (RCD) strategy when all safety injection systems are unavailable. However, previous research has pointed out a limitation of RCD in terms of initiation time. Therefore, RCD success criteria estimation based on allowable coping time under a SBLOCA or SGTR when all safety injection systems are unavailable was performed based on time-line and thermal-hydraulic analyses. The time line analysis assumed a single emergency operating procedure flow, and the thermal hydraulic analysis utilized MARS-KS code with variables of break size, cooling rate, and operator allowable time. Results show while RCD is possible under SGTR, it is impossible under SBLOCA at the APR1400's current cooling rate limitation of 55 K/hr. A success criteria map for RCD under SBLOCA is suggested without cooling rate limitation.
본 연구는 온실에서의 제습장치 이용에 관한 기초자료를 제공할 목적으로 지하수를 냉매로 하는 열교환기 방식의 제습장치를 제작하여 제습성능을 시험하고, 포그냉방시스템을 설치한 온실에 적용하여 제습이 증발냉각효율의 향상에 미치는 영향을 분석하였으며, 그 결과를 요약하면 다음과 같다. 제습기 성능실험 결과 지하수를 냉매로 이용할 경우 포그냉방시스템을 적용한 온실의 제습은 충분히 가능한 것으로 확인되었다. 냉방 온실의 기온을 $32^{\circ}C$로 설정할 때 냉매인 지하수의 온도가 $15^{\circ}C$에서 18, 21, $24^{\circ}C$로 높아지면 제습량은 각각 $17.7\%,\;35.4\%,\;52.8\%$ 감소하는 것으로 나타났다. 또한 지하수 유량을 $75\%,\;50\%$로 줄이면 제습량은 각각 $12.1\%,\; 30.5\%$ 감소하는 것으로 나타났다. 이러한 결과로 미루어 볼 때 지하수를 이용한 제습기의 설계에 있어서 이용 가능한 유량과 온도가 중요한 인자임을 알 수 있다. 포그냉방 온실에 제습기를 설치함으로서 뚜렷한 냉방효율 개선을 확인할 수 있었다. 환기율 0.7 회${\cdot}min^{-1}$정도의 자연환기 상태에서 포.1냉방 온실의 환기에 의한 제습율은 53.9%~74.4%였으며, 제습기를 가동할 경우 75.4~95.9까지 높아졌다. 제습기 설계유량과 $18^{\circ}C$의 지하수를 사용할 경우 0.36회 ${\cdot}min^{-1}$ 정도의 환기율에서도 포그시스템 작동으로 인하여 발생하는 분무량을 완전히 제거할 수 있는 것으로 분석되었다. 따라서 제습기를 이용하여 자연환기 온실에서의 포그 냉방 효율을 충분히 높힐 수 있을 것으로 판단되었다.
본 연구는 액체산소와 케로신을 추진제로 하는 액체로켓엔진에 막냉각 링을 장착하여 추진제의 혼합비의 변화 및 막냉각제의 종류, 유량 그리고 분사위치에 따라 추력실 길이방향으로 외벽온도를 측정하였다. 연소실험을 위하여 thin wall 연소실과 노즐을 제작하였으며, 측정된 온도를 이용하여 추력실에 발생하는 열유속을 계산하였다.
International Journal of Air-Conditioning and Refrigeration
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제15권1호
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pp.25-33
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2007
The investigation has been made into the prediction of heat exchange performance of a counter flow type double-tube condenser for natural refrigerant mixtures composed of Propane/n-Butane or Propane/i-Butane in a smooth tube and micro-fin tube. Under various heat transfer conditions, mass flux, pressure drop and heat transfer coefficient of the mixed refrigerants were calculated using a prediction method, when the length of condensing tube, total heat transfer rate, mass flux and outlet temperature of coolant were maintained constant. Also, the predicted results were compared with those of HCFC22. The results showed that the mixed refrigerants of Propane/n-Butane or Propane/i-Butane could be substituted for HCFC22, while the pressure drop and overall heat transfer coefficient of the refrigerants were evaluated together.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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