• Nuclear Engineering and Technology
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• v.35 no.6
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• pp.537-546
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• 2003

The purpose of this paper is to investigate the buckling characteristics of a conceptually designed KALIMER-150(Korea Advanced LIquid MEtal Reactor, 150MWe) reactor vessel and verify the buckling behavior using the reduced scale cylindrical shell structures. To do this, nonlinear buckling analyses using finite element method and evaluation formulae are carried out. From the results, the KALIMER-150 reactor vessel exhibits a dominant bending buckling mode and is significantly affected by the plastic behavior. The interaction effects with the vertical seismic load cause the lateral buckling load to be slightly decrease. From the results of the buckling experiments using reduced scaled cylindrical shell structures, it is verified that the buckling modes such as pure bending, pure shear, and mixed(bending plus shear) mode clearly appear under a lateral load corresponding to the slenderness ratio of cylinder.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.457-457
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• 1999

• Journal of Energy Engineering
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• v.13 no.2
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• pp.101-111
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• 2004

The main purpose of a liquid metal reactor core thermal-hydraulic design is to efficiently extract the core thermal power by distributing the appropriate sodium coolant flow according to the power distribution in the core. The thermal-hydraulic design procedure consists of the coolant flow distribution to the sub-assemblies, the coolant/fuel temperature calculations and detailed subchannel analysis. This paper describes the LMR core thermal-hydraulic design methodology and summarizes the major design and analysis results of KALIMER breeder and breakeven cores and subassemblies. KALIMER is a 150 MWe rated (392 MWth) heterogeneous core with U-TRU-Zr ternary alloy fuel and sodium coolant.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2005.05a
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• pp.61-62
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• 2005

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2005.10a
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• pp.87-88
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• 2005

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.31 no.6
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• pp.66-82
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• 1999

The national long-term R&D program, updated in 1997, requires Korea Atomic Energy Research Institute(KAERI) to complete by the year 2006 the basic design of Korea Advanced Liquid Metal Reactor(KALIMER), along with supporting R&D work, with the capability of resolving the issue of spent fuel storage as well as with significantly enhanced safety. KALIMER is a 150 MWe pool-type sodium cooled prototype reactor that uses metallic fuel. The conceptual design is currently under way to establish a self-consistent design meeting a set of major safety design requirements for accident prevention. Some of the current emphasis includes those for inherent and passive means of negative reactivity insertion and decay heat removal, high shutdown reliability, prevention of and protection from sodium chemical reaction, and high seismic margin, among others. All of these requirements affect the reactor design significantly and involve extensive supporting R&D programs. This paper summarizes some of the results of conceptual engineering and design analyses performed for the safety of HAMMER in the area of inherent safety, passive decay heat removal, sodium water reaction, and seismic isolation.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.684-689
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• 1998

전기출력 150 MWe(열출력 392 MWth)의 U-Zr 이원합금핵연료 사용 소형노심인 액채금속로 KALIMER 98.03 설계 노심에 대하여 열수력 특성을 분석하고, 그 결과를 97.07 설계 노심의 열수력 설계특성과 비교.분석하였다. 분석을 위해서 냉각재 유량배분 계산에 ORFCE-F, 유량배분에 따를 온도계산에는 ORFCE-T를 사용하였는데, 이들은 현재 KALIMER 개발의 개념설계 초기 단계에서 사용하고 있는 모듈이다. 열수력 특성 분석은 먼저 각 집합체의 출력과 핵연료봉의 최고 선출력에 따라 유량그룹을 설정하고, 각 집합체의 최고온도 연료봉에 대하여 냉각재 온도, 피복관 중심온도, 핵연료 중심온도 등을 계산하는 방식으로 수행한다 열수력 특성분석 결과 98.03 설계 노심이 97.07 설계 노심에 비해 노심내 출력분포가 더욱 평탄화 되어, 노심 유량영역은 16개에서 11개로 감소되었고, 그에 따를 온도계산에서도 피복관 중심에서의 2$\sigma$ 온도가 6$65^{\circ}C$에서 628$^{\circ}C$로 낮아지는 둥 매우 향상된 설계임을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2005.05a
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• pp.631-632
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• 2005

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.129-134
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• 1997

국내개발 액체금속로 KALIMER(전기출력 150 MWe)의 노심설계를 수행하고, 이에 대한 핵ㆍ열수력 특성을 분석하였다. 2농축U-Zr(15.0/20.0 %) 이원합금핵연료의 균질노심으로서, 핵연료 재장전주기는 12개월, 평균증식비는 0.68이다. 평형주기에서의 최대연소도는 47.3 MWD/kg이며, 음의 소듐 void 반응도가를 가진다. 동일한 설계기준으로 설계한 전기출력 333 MWe의 중형노심과 노심 특성을 비교ㆍ분석한 결과, 소형노심(전기출력 155 MWe)이 상대적으로 짧은 핵연료 재장전주기와 낮은 노심출력밀도를 갖고 있음을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.516-521
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• 1997

국내개발 액체금속로 KALIMER 노심으로 설계한 전기출력 150 MWe (열출력 392 MWth)의 U-Zr이원합금핵연료 사용 소형노심에 대하여 열수력 특성을 분석하고, 그 결과를 전기출력 333 MWe (열출력 840 MWth)의 중형노심설계 특성과 비교ㆍ분석하였다. 분석에는 국내개발 액체금속로 KALIMER 노심설계기술 개발의 일환으로서 개발한 개념설계 초기 단계에서의 노심 열수력 특성 분석 방법을 사용하였다. 열수력 특성 분석은 먼저 각 집합체의 최고 선출력에 따라 유량그룹을 설정하고, 각 집합체의 최고온도 연료봉에 대하여 냉각재 온도, 피복관 중심온도, 핵연료 중심온도 등을 계산하는 방식으로 수행하였다. 특성분석 결과 두 노심 모두 노심내 출력분포를 더욱 평탄화 하고, 노심핵연료 영역에 대한 반경방향 블랑？ 영역의 출력비율을 높이는 작업이 필요하다.