• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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• 제40권4호
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• pp.275-281
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• 2016

본 연구에서는 전산유체역학(CFD)을 이용하여 저압에서의 과냉각 비등 현상에 대한 수치해석적 연구를 수행하였다. 과냉각 비등 현상을 시뮬레이션하기 위해서 벽비등 모델을 사용하였으며, 벽비등 모델은 기포 이탈 직경, 핵 사이트 밀도 그리고 기포 이탈 빈도로 구성된 하위모델을 필요로 한다. 전산유체역학 코드 CFX는 실험 자료에 근거한 기본 모델을 제공한다. 하지만 이러한 모델은 대부분 고압조건에서 개발되었기 때문에 저압조건에서는 잘 맞지 않는 것으로 보인다. 따라서 본 연구에서는 저압조건에서 과냉각 비등 현상에 대해서 CFD의 유효성을 검토하였다. 수치해석적 결과는 기존의 실험 결과와 비교하였다. 수치해석은 질량유속 $250{\sim}750kg/m^2s$, 열유속 $0.37{\sim}0.77MW/m^2$ 그리고 출구압력 0.11 MPa범위에서 수행되었다. 저압조건에서 개발된 상관식을 적용함으로써 수치해석의 정확성을 높일 수 있었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권7호
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• pp.457-470
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• 2016

벽면비등 모델로 열분배모델을 채택하는 CFD 스케일의 전산해석코드는 저압 조건에서 미포화비등 발생 시 2상유동 변수의 해석 정확도가 낮은 것으로 알려진다. 본 연구에서는 열분배모델을 기반으로 벽면비등 현상을 예측하는 열수력 기기해석코드인 CUPID 코드를 이용하여 수직상향류 미포화비등 실험을 해석하였다. 10 bar 이상의 고압 조건에서는 CUPID 코드의 기포율 예측 정확도가 높았으나, 대기압 주변의 저압 조건에서는 기포율 분포에 대한 해석결과가 실험결과와 큰 차이를 보였다. 따라서 열분배모델 내 주요 인자에 사용되는 부모델에 대한 민감도 분석을 수행하였으며, 저압 조건 미포화비등 예측에 적합한 최적 부모델 조합을 선정하였다. 또한, 열분배모델 내 주요 인자 중 하나인 K-인자가 기포율에 미치는 영향을 평가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권4호
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• pp.977-986
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• 2019

In the thermal-hydraulic system codes, such as MARS and RELAP5/MOD3, the Savannah River Laboratory (SRL) model has been adopted as a subcooled boiling model. It, however, has been shown that the SRL model cannot take into account appropriately the effects of inlet liquid velocity and hydraulic diameter on axial void fraction development. To overcome the problems, Ha et al. (2018) proposed a modified SRL model, which is applicable to low-pressure and low-Pe conditions (P < 9.83 bar and $Pe{\leq}70,000$) only. In this work, the authors extended the modified SRL model by proposing a new net vapor generation (NVG) model and a wall evaporation model so that the new subcooled boiling model can cover a wide range of thermal-hydraulic conditions with pressures ranging from 1.1 to 69 bar, heat fluxes of $97-1186kW/m^2$, Pe of 3600 to 329,000, and hydraulic diameters of 5-25.5 mm. The new model was implemented in the MARS code and has been assessed using various subcooled boiling experimental data. The results of the new model showed better agreements with measured void fraction data, especially at low-pressure conditions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권12호
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• pp.2771-2788
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• 2020

Experiments are conducted to study bubble flow behavior during the instability of subcooled boiling under uniform and non-uniform transverse heating. The non-uniform heat distribution introduces nonuniform bubble generation and condensation rates on the heated surface, which is different from the uniform heating. These bubble generation and condensation characteristics introduce a non-uniform local pressure distribution in the transverse direction, which creates an extra non-uniform pressure on the flowing bubbles. Therefore, different bubble flow behavior can be observed between uniform and non-uniform heating conditions. In the uniform heating, bubble velocity fluctuations are low, and the bubbles travel straight along the axial direction. In the non-uniform heating, more fluctuation in the bubble velocity occurs at low mass flow rate and high subcooled inlet temperatures, and reverse flow is observed. Additionally, the bubbles show a zigzag trajectory when they pass through the channel, which indicates the existence of cross flow in the transverse direction.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.137.1-137
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• 2002

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권4호
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• pp.1022-1035
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• 2016

A double-tube once-through steam generator (DOTSG) consisting of an outer straight tube and an inner helical tube is studied in this work. First, the structure of the DOTSG is optimized by considering two different objective functions. The tube length and the total pressure drop are considered as the first and second objective functions, respectively. Because the DOTSG is divided into the subcooled, boiling, and superheated sections according to the different secondary fluid states, the pitches in the three sections are defined as the optimization variables. A multi-objective optimization model is established and solved by particle swarm optimization. The optimization pitch is small in the subcooled region and superheated region, and large in the boiling region. Considering the availability of the optimum structure at power levels below 100% full power, we propose a new operating scheme that can fix the boundaries between the three heat-transfer sections. The operation scheme is proposed on the basis of data for full power, and the operation parameters are calculated at low power level. The primary inlet and outlet temperatures, as well as flow rate and secondary outlet temperature are changed according to the operation procedure.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.544-554
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• 1995

폴리머 수용액의 증기폭발 억제 효과에 대한 물리적 현상을 이해하기 위해 폴리에틸렌옥사이드 수용액에서의 풀비등 특성을 실험적으로 관찰하였다. 본 실험에서는 22.2mm와 9.5mm 직경의 두 구형 체를 가열하여 여러가지 농도의 3$0^{\circ}C$ 수용액에서 냉각시켰다. 그 결과, 순수한 물에서는 7$0^{\circ}C$ 이상인 최소막비등온도($\Delta$ $T_{MFB}$)가 300ppm농도의 폴리머 수용액에서 22.2mm구의 경우 15$0^{\circ}C$ 까지, 9.5mm구의 경우 35$0^{\circ}C$까지 낮아짐을 알 수 있었다. 이러한 폴리머 수용액에서 최소막비등온도가 크게 낮아지는 현상은 이 수용액에서 중기폭발이 억제되는 이유로 해석될 수 있다. 또한, 외부 압력파의 막비등에 대한 영향을 관찰한 결과, 수용액의 농도가 클수록 증기막의 안정도가 커짐을 알 수 있었다. 이러한 폴리머 수용액에서의 비등 특성과 증기폭발 억제에 대한 실험 결과들은 원자로 비상냉각수에 폴리에틸렌옥사이드와 같은 폴리머를 최소 300ppm 정도 소량 첨가하는 방법으로 중대사고시 폭발적 FCI 반응을 방지 또는 완화할 수 있음을 제시한다.다.

• 에너지공학
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• 제25권1호
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• pp.69-75
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• 2016

기포크기는 다차원 이상유동에서 정확한 기포거동의 예측을 위해 중요한 인자이다. 현재 CFD 코드인 STAR CCM+에서는 유동채널에서 기포크기예측을 위해 역학적인 기포크기모델인 $S{\gamma}$ 모델을 제공하고 있다. 기포크기 예측을 위한 또 다른 모델로써 고압조건의 과냉 비등 실험인 DEBORA 실험을 바탕으로 개발된 Yun 모델이 있다. 본 연구에서는 상용 CFD 코드인 STAR CCM+ ver. 10.02를 이용하여 물-공기 이상유동에 대한 수치해석을 통해 $S{\gamma}$ 모델과 Yun 모델의 성능을 확인하고 평가하였다. 이를 위해 두 모델은 수직관에서의 물-공기 실험인 DEDALE 실험과 Hibiki 등의 실험에 대하여 평가되었다. 해석 결과 $S{\gamma}$ 모델은 이상유동 인자들을 합리적으로 예측하였으며, Yun 모델은 저압조건의 물-공기 유동에는 적합하지 않음을 확인하였다.