• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권2호
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• pp.111-120
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• 1992

본 논문은 안전정지지진에 대한 spacer grid충격하중의 동적특성을 고찰한 것이다. 안전정지지 진 (SSE： Safe Shutodown Earthquake)을 가진력으로 사용하였고 모델로는 가장 긴 15 row의 핵연료집합체 모델을 사용하였다. 외부에서 제공되는 입력데이타의 불확실성을 보상하기 위하여 흔히 사용되는 10%증가된 입력값과, NRC 권고사항인 입력응답스펙트럼의 이동효과의 영향이 평가되었다. 평가대상으로는 spacer grid의 충격력이 사용되었다. 해석결과로서 입력응답 스펙트럼의 이동효과의 영향은 거의 무시할 수 있으나 증가된 입력값의 영향은 spacer grid의 충격력에 큰 영향을 줌을 알 수 있었다. 따라서 원자로노심의 동적응답을 위해서는 입력응답 스펙트럼을 이동시키면서 해석할 필요가 없음을 확인하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집A
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• pp.746-751
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• 2001

Design requirements for the nuclear fuel assembly grid of the pressurized water reactor are reviewed from the mechanical/structural point of view. And mechanical/structural tests and numerical analyses on the various spacer grid candidates that has been uniquely designed by KAERI are carried out to find out their mechanical/structural performance. As a result, the results from the numerical analyses are good agreements with test results.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권11호
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• pp.2479-2490
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• 2020

We performed experiments to measure a single-phase upward flow in a 5 × 5 rod bundle with spacer grids using a particle image velocimetry, focusing on the crossflow. The Reynolds number based on the hydraulic diameter and the bulk velocity is 10,000. The ratio of pitch between rods and rod diameter is 1.4 and spacer grid is installed periodically. The turbulence in the rod bundle results from the combination of a forced mixing and natural mixing. The forced mixing by the spacer grid persists up to 10D_h from the spacer grid, while the natural mixing is attributed to the crossflow between adjacent subchannels. The combined effects contribute to a sinusoidal distribution of the time-averaged stream-wise velocity along the lateral direction, which is relatively weak right behind the spacer grid as well as in the gap. The streamwise and lateral turbulence intensities are stronger right behind the spacer grid and in the gap. Based on these findings, we newly defined a modified mixing coefficient as the ratio of the lateral turbulence intensity to the time-averaged streamwise velocity, which shows a spatial variation. Finally, we compared the developed model with the measured data, which shows a good agreement with each other.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권3호
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• pp.157-164
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• 2016

봉다발 유동에서 비틀림 혼합날개 지지격자의 대류열전달 성능을 실험적으로 평가하였다. 시험부는 $4{\times}4$ 정사각 배열의 봉다발로 제작하였고, 모의 봉다발에서 봉 중심 간 거리와 봉 외경의 비는 ~1.35이다. 대류열전달 성능 평가를 위해 혼합날개 지지격자 하류에서 봉 벽면 온도의 원주방향 및 축방향 분포를 측정하였다. 원주방향의 경우, 지지격자 하류에서 비틀림 혼합날개 끝이 향하는 벽면의 온도가 가장 낮게 나타났는데 이는 비틀림 혼합날개에 의해 왜곡된 유동 때문으로 판단된다. 반면, 축방향의 경우, 혼합날개 지지격자 근처에서 벽면의 온도가 크게 낮아졌는데, 이는 비틀림 혼합날개에 의해 대류열전달이 향상됨을 의미한다. 비틀림 혼합날개 지지격자에 의해 대류열전달 성능은 지지격자 상류에 비해 지지격자 근처 하류에서 ~35 % 향상되었고, 실험데이터를 기반으로 비틀림 혼합날개 지지격자에 대한 열전달 성능 예측 상관식을 제안하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제34권9호
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• pp.1175-1183
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• 2010

지지격자체는 경수로 핵연료집합체의 가장 중요한 핵심 구조부품 중에 하나이다. 질칼로이 지지격자체 설계시의 우선적으로 고려해야 할 사항은 지지격자체가 원자로심에서 냉각수의 심한 수두손실을 유발하지 않으면서 지진사고를 고려한 설계하중 하에서 충분한 횡방향 충격강도를 갖도록 하는 것이다. 본 연구에서는 시험과 유한요소해석을 통해 지지격자체의 횡방향 충격강도에 영향을 주는 인자들에 대한 분석을 수행하였고, 지지격자체 제조용 질칼로이 원자재 소요량을 획기적으로 줄이면서 지지격자체의 횡방향 충격강도를 개선할 수 있는 방안을 제시하였다.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2007년 추계학술발표대회 개요집
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• pp.203-205
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• 2007

A spacer grid assembly, which is an interconnected array of slotted grid straps and is welded at the intersections to form an egg crate structure, is one of the main structural components of the nuclear fuel assembly for pressurized water reactors(PWRs). The spacer grid assembly is structurally required to have enough buckling strength under various kinds of lateral loads acting on the nuclear fuel assembly so as to keep the nuclear fuel assembly straight. And also, the spacer grid assembly is hydraulically required to have less hydraulic resistance of coolant. To meet this requirement, it is necessary to weld the welding parts carefully and precisely. In this study, weld qualities such as, weld bead size and spatter manufactured by various welders were compared and analyzed. And performance parameters such as impact strength of spacer grid and hydraulic resistance of coolant were also compared and analyzed. Comparison results show that the weld qualities could be improved by selecting the optimal welding condition and also improving the welding technique.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2006년도 춘계 학술대회 개요집
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• pp.42-44
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• 2006

A spacer grid assembly, which is an interconnected array of slotted grid straps and is welded at the intersections to form an egg crate structure, is one of the main structural components of the nuclear fuel assembly for pressurized water reactors(PWRs). The spacer grid assembly is structurally required to have enough buckling strength under various kinds of lateral loads acting on the nuclear fuel assembly so as to keep the nuclear fuel assembly straight. To meet this requirement, it is necessary to weld the welding parts carefully and precisely. In this study, a series of welding tests were carried out to find an optimum welding condition. After examining and analyzing the specimens welded from the welding conditions, a recommendable laser welding condition was selected for the KAERI designed Zircaloy spacer grid assembly.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2005년도 춘계학술발표대회 개요집
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• pp.109-111
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• 2005

Nuclear fuel assemblies for pressurized water reactors(PWR) are loaded in the reactor core throughout the residence time of three to five years. A spacer grid assembly, which is an interconnected array of slotted grid straps and is welded at the intersections to form an egg crate structure, is one of the main structural components of the nuclear fuel assembly. The spacer grid assembly is structurally required to have enough buckling strength under various kinds of lateral loads acting on the nuclear fuel assembly so as to keep the nuclear fuel assembly straight. To meet this requirement, it is necessary to weld the welding parts carefully and precisely. In this study, laser welding qualities of the spacer grid assembly welded by several welding companies, such as weld strength, weld penetration depth, and weld bead size, are examined and compared.

• 대한기계학회논문집A
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• 제34권7호
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• pp.843-850
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• 2010

지지격자체는 경수로 핵연료집합체의 가장 중요한 핵심 구조부품이다. 지지격자체 설계시의 고려사항은 원자로 운전중에 연료봉의 지지건전성을 유지하도록 하는 것이다. 본 연구에서는 연료봉이 유동기인진동에 의해서 진동할 때 연료봉과 연료봉 지지부 사이에서 상대변위를 완화해 줌으로서 연료봉의 프레팅 마모손상 가능성을 감소시킬 수 있는 이동 가능한 연료봉 지지부로 구성된 새로운 지지격자체 형상을 제안하였다. 아울러 제안된 이동 가능 지지부의 연료봉 지지특성을 유한요소해석을 통해 분석하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권12호
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• pp.1663-1668
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• 2012

가압경수로 핵연료의 구조부품인 지지격자체는 홈이 있는 격자 스트랩들을 끼우고, 끼워진 교차부위를 용접한 구조물이다. 원자로 비정상 운전중에 원자로의 긴급정지가 가능하도록 하기 위해 지지격 자체는 충분한 횡방향 충격강도를 갖도록 설계되어야 한다. 지지격자체의 횡방향 충격강도 해석에 대한 예전의 연구는 모재의 물성치만을 사용하여 수행되었다. 본 연구에서는 지지격자체 용접부에 모재 물성치를 사용하는 대신 용접물성치를 사용할 경우에 지지격자체 횡방향 충격강도에 미치는 영향을 조사하였다. 계장형 압입시험법으로부터 얻은 용접물성치를 용접부에 적용한 해석을 수행하였고, 그 해석 결과를 예전 연구결과와 비교하였다.