• 한국유체기계학회 논문집
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• 제4권3호
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• pp.53-61
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• 2001

Vortex type Fluidic Device(FD) which is installed at the bottom of Safety Injection Tank(SIT) controls the discharge flow rate from the tank. In case of loss of coolant accident the injection water flows into primary system in two steps; initial high flow rate for certain period of time and subsequent low flow rate. By two-step control of the discharge flow rate, FD can ensure the effective use of water in the tank. A small-scale FD has been tested to obtain a required flow characteristics maintaining full pressure and height of prototype, which are the major contributing parameters. Through the testing of many different arrangements of internal geometry of FD, most appropriate one was selected and its performance data was obtained. As characteristics of FD, time dependent Euler number, flow rate and pressure are presented and discussed. Also a method to predict the full size FD is presented.

• 대한기계학회논문집B
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• 제36권7호
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• pp.767-774
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• 2012

신형경수로인 APR1400의 안전주입탱크에는 유량조절장치가 설치되어있다. 이러한 유량조절장치는 안전주입탱크 내부의 수위에 따라 유량조절장치 내부에 위치한 와류실의 유동양식이 변하도록 설계되어 있어, 피동적으로 유량이 조절되는 특성을 가지고 있다. 그러나 고유량에서 저유량으로 전환되는 과정에서 유동의 관성에 의해 상부 기체가 방출되는 현상이 존재하여, FD 성능에 영향을 줄 수 있다. 본 논문에서는 전산유체역학 코드인 CFX 코드를 활용하여 안전주입탱크의 유량전환현상시 기체의 방출현상에 대해 이상유체 자유수면모델 적용하여 계산하였다. 이를 통해 안전주입수의 수위 및 상부 충전기체의 거동을 평가하여 FD 성능특성에 미치는 영향을 분석하였다. 그 결과, 유량전환구간에서 자유수면의 높이가 순간적으로 낮아지게 되어, 상부의 기체가 일부 방출되는 것으로 평가되었으나, FD 성능특성에는 큰 영향을 미치지 않는 것으로 평가되었다.

• 에너지공학
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• 제14권1호
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• pp.54-61
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• 2005

한국형 신형원자로1400(APR1400)은 3983MWt급의 2×4 루프 개량형 가압경수로(PWR)로서 대형 냉각재상실사고 발생시 안전주입수의 원자로용기 직접주입(DVI) 방식을 채택하고 있으며, 안전주입수탱크(SIT) 내부에 유량조절기(Fluidic Device, FD)를 장착하고 있다. 본 연구에서는 신형원자로 1400의 안전주입계통에 새로이 적용된 주요 특징 중 하나인 유량조절기에 대하여 최적안전해석코드인 TRAC-M/F90, 3.782버전을 이용한 성능평가 및 민감도 분석을 수행하였다. 연구결과 유량조절기가 안전주입수의 원자로 유입을 적절하게 조절하고 있음을 확인하였으며, 안전주입수탱크 내부의 압축질소체적 감소가 안전 주입수체적 감소에 비하여 노심의 급냉 완료 시점을 빠르게 하였다. 또한 안전주입계통의 전체 저항계수(K factor)가 최소 또는 최대일 때 노심의 급냉 완료 시점은 평균값인 경우보다 다소 늦어졌으나, 피복재 최고온도(PCT)는 상대적으로 큰 차이가 발생하지 않았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권8호
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• pp.995-1004
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• 2009

The Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) is an evolutionary advanced light water reactor (ALWR) based on the Optimized Power Reactor 1000 (OPR1000), which is in operation in Korea. The APR1400 incorporates a variety of engineering improvements and operational experience to enhance safety, economics, and reliability. The advanced design features and improvements of the APR1400 design include a pilot operated safety relief valve (POSRV), a four-train safety injection system with direct vessel injection (DVI), a fluidic device (FD) in the safety injection tank, an in-containment refueling water storage tank (IRWST), an external reactor vessel cooling system, and an integrated head assembly (IHA). Development of the APR1400 started in 1992 and continued for ten years. The APR1400 design received design certification from the Korean nuclear regulatory body in May of2002. Currently, two construction projects for the APR1400 are in progress in Korea.