• 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.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2008년도 추계학술대회B
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• pp.2236-2241
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• 2008

The surface heat flux of nuclear fuel rod is the most important factor which can affect safety of reactor and fuel. If fuel rod surface heat flux exceeds the CHF(${\underline{C}}ritical$ ${\underline{H}}eat$ ${\underline{F}}lux$), fuel can be damaged. In case of double cooled annular fuel, which is under developing, contains two coolant channels. Therefore, a generated heat in the fuel pellet can move to inner or outer channel and heat flow direction is decided by both sides heat resistance which varied by dimension and material property change which caused by temperature and irradiation. The new program(called DUO) was developed. For the calculation of surface heat flux, a both sides convection by inner/outer coolant, s gap temperature jump and conduction in the fuel are modeled. Especially, temperature and time dependent fuel dimension and material property change are considered during the iteration. A sample calculation result shows that the DUO program has sufficient performance for annular fuel thermal hydraulics design.

• 대한기계학회논문집
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• 제16권8호
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• pp.1545-1551
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• 1992

본 연구에서는 벽면의 법칙(law of the wall)을 이용하여 봉다발의 난류 마찰 계수를 예측하는 간단한 방법이 제안되었다. 이 방법은 전체 유로를 요소 유로로 나 누고 각 요소유로에 벽면의 법칙을 적용하여 마찰 계수를 구한다.이 방법을 사용 하면 마찰 계수가 간단한 산술식의 형태로 나타나므로 복잡한 형상의 봉다발의 마찰 계수도 손쉽게 구할 수 있다.

• 에너지공학
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• 제17권4호
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• pp.218-226
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• 2008

가압 경수로의 주요 기기에서 발생할 수 있는 과도 2상 유동(Two-phase flow) 현상에 대한 해석을 수행하기 위해 원자로 기기 열수력 해석 코드를 개발 중에 있다. 개발중인 기기 열수력 해석 코드는 지배 방정식으로 Two-phase, three-field model을 사용하고 있으며, 복잡한 기하학적 형상의 원자로 기기를 모사하기 위해 비정렬 격자계(Unstructured grid)를 활용하고 있다. 수치해석 기법으로는, 원자로 계통 해석코드 REIAP5가 사용 중이며 대부분의 원자로 내 2상 유동 조건에서 안정적이며 정확하다고 알려진 Semi-implicit 방법을 적용하였다. 그러나 기존의 Semi-implicit 방법은 1차원, 엇갈림격자(Staggered grid)에 대해 개발되었기 때문에 이를 다차원, 비정렬, 비엇갈림 격자(Non-staggered grid)에 적용하기 위해 기존의 Semi-implicit 방법을 수정하였다. 본 논문에서는 수정된 Semi-implicit 방법을 소개하고 이를 이용해 수행한 예비 계산결과를 수록하였다.

• 에너지공학
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• 제24권3호
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• pp.96-108
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• 2015

피동원자로건물냉각계통(Passive Containment Cooling System; PCCS)은 전원 공급 없이도 원자로건물 내부의 열을 제거하여 그 건전성을 유지시키기 위한 안전설비이다. 본 연구에서는 현재 연구중인 PCCS를 1400 MWe 가압경수형 원전(APR1400)에 설치하는 경우 PCCS 성능을 분석하였다. 분석도구로 계통열수력분석코드 MARS-KS1.3을 사용하였다. PCCS의 성능분석을 위해 APR 1400 표준안전성분석 보고서를 참고하여 원자로건물 내부의 최대압력을 유발하는 사고 시나리오인 저온관 양단 파단사고를 모의하였다. 이 계산에서는 PCCS, 원자로냉각계통 및 원자로건물의 열수력을 동시에 모의하였다. 계산결과를 통해 기존의 원자로건물 살수계통을 대체하여 PCCS가 원자로건물의 건전성을 유지시킬 수 있음을 확인하였다. 또한 PCCS의 성능에 영향을 줄 수 있는 여러 인자를 변경해가며 민감도 분석을 수행하였고 PCCS의 문제점도 확인하였다.