• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 추계학술발표회요약집
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• pp.157-157
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• 1998

• 한국전산유체공학회지
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• 제21권3호
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• pp.89-97
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• 2016

In this study, direct code coupling, in which two codes share a single flow field, was conducted using 3-dimensional high resolution thermal hydraulics code, CUPID and 1-dimensional system analysis code, MARS. This approach provide the merit to use versatile capability of MARS for nuclear power plants and 3-dimensional T/H analysis capability of CUPID. Numerical Method to directly couple CUPID and MARS was described in this paper. The straight flow and manometer flow oscillation were calculated to verify conservation of coupled CUPID/MARS code in mass, momentum, and energy. This verification calculations indicates that the CUPID/MARS is coupled appropriately in numerical aspect and the coupled code can be applied to nuclear reactor thermal hydraulics after validation against integral transient experiments.

• 에너지공학
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• 제14권4호
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• pp.232-240
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• 2005

경수 및 중수로 원자로계통에 대한 열수력 안전해석을 위해 개발된 MARS 코드가 고온가스로에 적용될 수 있을지 화인하기 위하여 IAEA TECDOC-1163에서 제시된 고온가스로 원자로공동냉각계통에 대한 Benchmark problem을 평가계산 하였다. HTR-10과 HTTR의 MARS 코드 계산결과는 기 보고된 THERMIX 코드와 THANPACST2 코드의 계산결과 그리고 가용한 실험결과와 비교한 바, 최대 오차범위 $4.5\%$ 정도로 전반적으로 일치하는 것으로 나타났다. 오차의 주요 원인은 복잡한 기하학적 구조를 단순하게 모델링한 부분과 MARS 코드에서 모사하기 어려운 냉각기 , 공기냉각기와 같은 고온가스로. Component에서 발생하였다. 경수형 원자로에서는 중요하게 고려하지 않았던 복사열전달이 고온가스로 원자로공동에서는 붕괴열 제거에 중요한 역할을 수행하는 것으로 나타났다. 결론적으로, 본 연구를 종합하여 볼 때 MARS 코드는 고온가스로 원자로공동냉각계통의 냉각능력을 잘 모사하고 있으며 향후 수소생산용 고온가스로 개발에 있어서 안전해석 코드로서의 역할을 충분히 수행할 수 있을 것으로 판단된다.

• 에너지공학
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• 제25권1호
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• pp.56-68
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• 2016

최근 원자력 발전소의 안전성을 획기적으로 향상시키기 위한 연구가 활발하게 진행되고 있으며 특히 피동냉각계통의 연구개발이 아주 중요하게 부각되고 있다. 피동냉각계통의 열전달 방식으로는 응축열전달 양식이 주로 채택되고 있다. 이와 같은 맥락에서 부산대학교 Ahn & Yun (Ahn 등, 2014)은 새로운 수평관내부 응축 모델을 제시한 바 있다. 본 연구에서는 먼저 Ahn & Yun 이 제시한 수평관 응축 모델을 MARS 코드에 삽입하고 PASCAL 실험데이터를 이용하여 평가하였다. 이 평가결과를 통해 Ahn & Yun 모델의 코드적용에 있어 문제점을 규명하고 새로운 적용방법론을 적용하여 다양한 실험데이터로 다시 평가함으로써 MARS 코드의 향상된 응축 열전달 해석 능력을 확인하였다.

• 에너지공학
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• 제27권4호
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• pp.27-35
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• 2018

피동원자로건물냉각계통(PCCS)은 사고 발생 시 원자로건물로 방출된 열을 제거하여 원전의 건전성을 보장하기 위해 설계되었다. PCCS의 열제거 성능은 증기-공기 혼합물의 응축열전달에 의해 결정된다. 본 연구에서는 응축열전달계수의 예측 정확도를 향상시키기 위해 새로운 상관식을 이식한 MARS-KS 코드를 사용하여 PCCS의 열제거 성능을 평가하였다. MARS-KS 코드에 사용된 새로운 상관식은 압력, 벽면과냉도, 비응축성 기체 질량분율 및 응축튜브의 종횡비와 같은 열전달계수에 영향을 미치는 변수들을 이용하여 개발하였고, 이는 MARS-KS코드의 기본 응축 모델인 Colburn-Hougen 모델을 대체하여 적용되었다. 대형파단 냉각재상실사고 발생 시 PCCS의 운전에 따른 다양한 열수력학적 변수들을 분석하였고, 열제거 성능 평가를 위해 새로운 상관식이 적용된 MARS-KS 코드의 원자로건물 압력거동 계산결과와 기존의 응축모델을 이용한 해석결과를 비교하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.209.1-209
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.134.1-134
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.103-103
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.147-147
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• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.115.2-115.2
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• 2003