• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권6호
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• pp.1834-1845
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• 2021

Liquid lead-bismuth cooled fast reactor is one of the most promising reactor types among the fourth-generation nuclear energy systems. The flow and heat transfer characteristics of lead-bismuth eutectic (LBE) are completely different from ordinary fluids due to its special thermal properties, causing that the traditional Reynolds analogy is no longer recommended and appropriate. More accurate turbulence flow and heat transfer model for the liquid metal lead-bismuth should be developed and applied in CFD simulation. In this paper, a specific CFD solver for simulating the flow and heat transfer of liquid lead-bismuth based on the k - 𝜀 - k_𝜃 - 𝜀_𝜃 model was developed based on the open source platform OpenFOAM. Then the advantage of proposed model was demonstrated and validated against a set of experimental data. Finally, the simulation of LBE turbulent flow and heat transfer in a 7-pin wire-wrapped rod bundle with the k - 𝜀 - k_𝜃 - 𝜀_𝜃 model was carried out. The influence of wire on the flow and heat transfer characteristics and the three-dimensional distribution of key thermal hydraulic parameters such as temperature, cross-flow velocity and Nusselt number were studied and presented. Compared with the traditional SED model with a constant Pr_t = 1.5 or 2.0, the k - 𝜀 - k_𝜃 - 𝜀_𝜃 model is more accurate on predicting the turbulence flow and heat transfer of liquid lead-bismuth. The average relative error of the k - 𝜀 - k_𝜃 - 𝜀_𝜃 model is reduced by 11.1% at most under the simulation conditions in this paper. This work is meaningful for the thermal hydraulic analysis and structure design of fuel assembly in the liquid lead-bismuth cooled fast reactor.

• 에너지공학
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• 제5권2호
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• pp.146-152
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• 1996

열출력 108MW$_{th}$ 급의 소형 원자로심을 설계하였다. 설계 제한 조건으로 2년의 재장전 주기, 무붕산 운전, 저출력 밀도를 채택하였고, 핵연료의 설계는 울진 3 & 4호기의 핵연료집합체 사양을 그대로 채택하였다. 노심 출력준위 제어는 제어봉만으로 가능하도록 하였으며, CASMO-3와 KINS-3를 통해 설계된 초기노심이 주기길이, 첨두계수, 감속재 온도계수, 출력계수 등의 설계 한계치를 만족하는지 확인하였다. 설계 결과, 한국형 표준원전 핵연료집합체를 장전하는 유조선급의 선박용 소형원자로를 무붕산 운전 조건으로 설계 가능함을 알 수 있었다. 단 가연성 독봉을 축방향으로 농축도를 달리하여 장전할 필요가 있으며, 독봉과 제어봉을 설계 한계까지 사용하여야 함을 알았다. 충분한 정지 반응도를 얻기위해 3개의 제어봉군 이외에 추가적인 정지제어봉군이 노심 외곽에 배치되는 안이 제기되었다.

• International Journal of Safety
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• 제3권1호
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• pp.53-58
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• 2004

SMART-P is a promising advanced small and medium category nuclear power reactor. It is an integral type reactor with a sensible mixture of new innovative design features and proven technologies aimed at achieving a highly enhanced safety and improved economics. The enhancement of the safety and reliability is realized by incorporating inherent safety improving features and reliable passive safety systems. The improvement in the economics is achieved through a system simplification, and component modularization. Preliminary safety analyses on selected limiting accidents confirm that the inherent safety improving design characteristics and the safety system of SMART-P ensure the reactor's safety. SMART-P is an advanced integral pressurized water reactor. The purpose of this study is for the safety analysis of the steam generator module pipe break for the SMART-P. The integrity of the fuel rod is the major criteria of this analysis. As a result of this analysis, the safety of the RCS and the secondary system is guaranteed against the module pipe break of a steam generator of the SMART-P.

• 설비공학논문집
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• 제23권2호
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• pp.132-138
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• 2011

In the present article, we investigate numerically turbulent flow of air through compound rectangular channels. Large eddy simulation(LES) is employed for unsteady turbulence modeling. LES gives better predictions for the axial mean velocity distribution than those of other turbulent models. Strong large-scale quasi-periodic flow oscillations are observed in most of the geometries investigated. Such large-scale flow oscillations in compound rectangular channels are similar to the quasi-periodic flow pulsation through the gaps between fuel rod bundle in nuclear reactor. It exists in any longitudinal connecting gap between two flow channels. The frequency of this flow oscillation is determined by the geometry of the gap. The large scale cross motions through the rectangular compound channels induce significant heat transfer enhancement of the compound channel flow.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.326-336
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• 1990

최근 수행된 일련의 실험들을 통하여 핵연료 집합체 지지격자(Spacer Grid)의 존재가 냉각재상실사고시에 핵연료봉으로부터의 열제거에 긍정적인 효과를 미치고 있음이 밟혀졌다. 그 이유는 열원이 없는 지지격자가 연료봉보다 먼저 ？칭이 일어나며 물방울이 지지격자에 부딪쳐서 잘게 부수어져 증발이 쉽게 일어나게 되고 또한 난류효과를 증대시키는 요인이 되기 때문이다. 따라서 냉각재상실사고의 진행 과정에서 첨두피복관온도가 발생하는 재관수 구간의 수면 위쪽에서 유지되는 DFFB에서의 정확한 열전달을 계산하기 위해서는 이들의 고려가 필요하다. 본 논문에서는 DFFB에서 지지격자의 존재로 인해 물방울이 잘게 부수어져 증발이 쉽게 이루어지도록 하는 Droplet Breakup Model을 냉각재상실사고 최적해석 코드인 RELAP5/MOD2에 삽입하였다. 재관수 구간에서 지지격자의 영향을 체계적으로 조사한 FEBA실험에 대해서 검증계산을 수행하여 실험자료와 비교하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권1호
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• pp.79-84
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• 2007

처분장에서 지하수로 쉽게 유출될 수 있는 방사성 핵종들의 양을 예측하기 위하여 국내 PWR 사용후핵연료 팰렛들의 갭(gap) 및 입계에 있는 용해성 원소들의 재고량을 측정하였다. 연소도가 $45{\sim}66$ GWD/MTU를 갖는 연료봉에서 얻은 펠렛들에서 세슘의 갭 재고량이 $0.85{\sim}1.7%$M로 나타났으며, 이는 핵분열 생성기체 유출률의 $1/6{\sim}1/3$에 해당하였다. 그러나 핵분열 생성기체 유출 률이 1%이하인 연료봉에서 취한 40 GWD/MTU이하의 연소도를 갖는 펠렛들의 경우, 세슘의 갭 재고량들을 핵분열 생성기체 유출률과 연관시키기는 곤란하였다. 갭 및 입계내 스트론튬의 재고량은 동일 연료봉내 펠렛에서는 크게 다르지 않았으며, 요오드의 갭 재고량은 핵분열 생성기체 유출률보다 작거나 유사한 값을 갖는 것으로 평가되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.229-236
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• 2012

$Li_2O$-LiCl 용융염을 이용한 전해환원기술은 사용후핵연료로부터 우라늄 금속을 회수하기 위해 연구되고 있다. 이 전해환원기술에서는 $Li_2O$가 촉매로 이용되기 때문에 그 농도를 유지하는 것은 매우 중요한 운전인자이다. $ZrO_2$는 피복관의 주성분이 Zr이기 때문에 사용후핵연료에 불가피하게 함유되며, 본 연구에서는 $Li_2O$를 촉매로 이용하는 전해환원공정에서 $ZrO_2$의 거동을 살펴보았다. $Li_2O$와 $ZrO_2$의 화학반응과 전해환원공정 중에서의 생성물을 분석한 결과, $Li_2ZrO_3$와 $Li_4ZrO_4$가 주요하게 관찰되었고, 이는 $Li_2O$의 손실을 가져오는 원인이 된다. 즉, $ZrO_2$는 $Li_2O$를 소모하는 역할을 하며, 반응생성물은 전기화학적으로 안정하기 때문에 $Li_2O$의 손실이 불가피하게 된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제23권4호
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• pp.342-348
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• 2003

Zr(1.32mm) 판재 위 $Be-Zr(100{\mu}m)$ 합금층의 평가를 목적으로 후방산란 초음파 의 입사각 의존성인 프로파일이 여러 입사위치에서 측정되었다. 누설 램(Lamb)파로부터 후방복사된 초음파 프로파일에는 4개의 주요 세부 프로파일이 발견되었다. 세부프로파일들의 정점각과 정점세기는 Be 확산층의 강화효과로 인해 감소하였다. 세부 프로파일들의 존재와 변화가 시편재질의 음향학적 특성, 램파모드들의 군속도 집단적 변화 그리고 표면파의 누설율 차이 등으로 설명되었다 판재 위 얇은 확산층의 평가를 위한 유용한 평가 기법으로 판재로부터의 후방복사 세부 프로파일이 제안되었다.

• 한국해양공학회지
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• 제17권5호
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• pp.66-75
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• 2003

Long cylinder, subjected to internal pressure, is important in the analysis and design of nuclear fuel rod structures. In many cases, long cylinder problems have been considered as a plane strain condition. However, strictly speaking, long cylinder problems are not plane strain problems, but rather a general plane strain (GPS) condition, which is a combination of a plane strain state and a uniform strain state. The magnitude of the uniform axial strain is required, in order to make the summation of the axial force zero. Although there has been the GPS element, this paper proposes a general technique to solve long cylinder problems, using several pseudo-general plane strain (PGPS) elements. The conventional GPS elements and PGPS elements employed are as follows: axisymmetric GPS element (GA3), axisymmetric PGPS element (PGA8/6), 2-D GPS element (GIO), 3-D PGPS element (PG20/16), and reduced PGPS elements (RPGA6, RPG20/16). In particular, PGPS elements (PGA8/6, PG20/16) can be applied in periodic structure problems. These finite elements are tested, using several kinds of examples, thereby confirming the validity of the proposed finite element models.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권1호
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• pp.67-75
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• 2013

핵연료 지지격자 소재로 사용되는 zircaloy-4의 유동응력을 Johnson-Cook 모델로 결정하고, 모델의 재료상수를 역 공학으로 도출했다. 변형률 항의 상수 A, B, n과 변형률 속도 항의 $\dot{\varepsilon}_0$은 인장시험을 통해 결정했다. 상수 C, m을 역 공학으로 도출하기 위해 슬롯밀링시험을 수행하고, 유한요소해석으로 모사했다. 실험과 해석으로 얻은 결과의 차이를 오차함수, 즉 최소화 대상 목적함수로 설정했고, 이 함수를 최소로 하는 C, m을 도출했다. 도출한 상수의 타당성을 검증하기 위해 상관계수를 살펴봤고, 전단시험과 해석을 수행해 교차 검증했다. 상관계수는 모든 조건에 대해 0.97이상으로 실험과 해석결과 사이에 강한 상관관계가 있음을 확인했다. 전단시험과 해석의 전단면 형상 및 최대하중을 비교하여 도출한 유동응력 모델이 타당함을 보였다.